1-AEN Infos 21.1 - OECD Nuclear Energy Agency

Transcription

Cov-Infos21.1
30/06/03
17:02
Page 1
AEN Infos
2003 – N° 21.1
Dans ce numéro :
Gestion du risque : les leçons
de l’industrie nucléaire
Responsabilité civile et
indemnisation des dommages
nucléaires
Implication du public dans la
gestion des déchets radioactifs
Protection radiologique
du personnel
Sûreté des dépôts géologiques
après fermeture
Coopération internationale
dans l’évaluation de données
nucléaires
Communication des autorités
de réglementation nucléaire
A G E N C E • P O U R • L ’ É N E R G I E • N U C L É A I R E
AEN Infos
sommaire
2003 – N° 21.1
AEN Infos est publié deux fois
par an, en anglais et en français,
par l’Agence de l’OCDE pour l’énergie nucléaire. Les opinions exprimées n’engagent que les auteurs des
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L’Agence de l’OCDE pour l’énergie
nucléaire (AEN) a été créée en 1958
sous le nom d’Agence européenne de
l’OECE pour l’énergie nucléaire et n’a
pris son appellation actuelle qu’en 1972
lorsque sa composition commença à
dépasser les frontières de l’Europe. Son
but est de promouvoir la coopération
internationale dans le domaine de
l’énergie nucléaire, notamment du point
de vue de la sûreté, de l’environnement,
de l’économie, de la législation et des
sciences. Elle comprend actuellement 28 pays membres : l’Allemagne,
l’Australie, l’Autriche, la Belgique,
le Canada, la Corée, le Danemark,
l’Espagne, les États-Unis, la Finlande,
la France, la Grèce, la Hongrie,
l’Irlande, l’Islande, l’Italie, le Japon,
le Luxembourg, le Mexique, la Norvège,
les Pays-Bas, le Portugal, le RoyaumeUni, la Suède, la Suisse, la République
slovaque, la République tchèque et la
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Mise en page/graphiques :
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Andrée Pham Van
Faits et opinions
4 Une approche globale de la gestion
du risque : les leçons de l’industrie nucléaire
8
Responsabilité civile nucléaire et
indemnisation des dommages nucléaires :
révision de la Convention de Paris et de la
Convention complémentaire de Bruxelles
Actualités
12 Implication du public dans la gestion
des déchets radioactifs : approches
et expériences actuelles
15
Protection radiologique du personnel
contre les rayonnements ionisants
18
Sûreté des dépôts en formations
géologiques après fermeture : comment
traiter les échéances ?
21
Coopération internationale sur
l’évaluation des données nucléaires
Nouvelles brèves
26
Parution de la nouvelle version du logiciel
JANIS (services d’information en données nucléaires)
27
TDB III : Une nouvelle phase du Projet
de base de données thermodynamiques sur les
espèces chimiques
29
Enquête sur les activités de communication
des autorités de réglementation nucléaire
Page de couverture : Vue de Civeaux 2, France
(Photo : EDF).
30 Nouvelles publications
Maria Durisova, Centrale de Bohunice, République slovaque
éditorial
La salle principale de commande de la Centrale nucléaire de Bohunice
en République slovaque et ses nouveaux panneaux de système
de sécurité.
2
Éditorial, AEN Infos 2003 – N° 21.1
Réduire et gérer le risque
Comme toute activité industrielle, l’industrie nucléaire comporte une certaine part
de risque. La question capitale consiste à savoir si ce risque peut être maintenu à
un niveau jugé acceptable par les spécialistes et la société civile. Plus haut sur l’échelle
des responsabilités, il s’agit de s’assurer que les contre-mesures adéquates seront
prises, voire des indemnités payées, au cas où ce risque se traduirait par un accident.
Les spécialistes de la sûreté nucléaire ont pour constante préoccupation de réduire
au minimum le risque et l’ampleur d’un accident nucléaire, cependant que les
autorités de sûreté nucléaire veillent au respect de toutes les consignes de sûreté.
Combinant les méthodes déterministe et probabiliste, ils avancent sur la voie de la
réglementation fondée sur le risque et de la gestion de la sûreté nucléaire. L’article
de tête de ce numéro d’AEN Infos traite précisément de ce thème de la gestion du
risque ainsi que de la gestion du risque d’exposition aux rayonnements.
Le même article aborde les plans d’urgence, l’organisation et la gestion de crise
et souligne l’importance de la coordination des démarches de protection et d’une
communication efficace en cas d’accident nucléaire. Dans un scénario de ce type,
une attitude responsable consiste aussi à garantir l’indemnisation des victimes.
L’article page 8 décrit les principales avancées de la révision récente de la Convention
de Paris sur la responsabilité civile dans le domaine de l’énergie nucléaire et de la
Convention complémentaire de Bruxelles pour ce qui concerne les montants
d’indemnisation, la couverture géographique et le nombre de bénéficiaires.
Comme à l’accoutumée, le lecteur trouvera dans les pages qui suivent plusieurs
articles sur l’actualité de l’AEN et des nouvelles brèves.
Luis E. Echávarri
Directeur général de l’AEN
Éditorial, AEN Infos 2003 – N° 21.1
3
T. Lazo, B. Kaufer*
Une approche globale
de la gestion du risque :
Les leçons de l’industrie nucléaire
Bien que l’évaluation et la gestion du risque nucléaire répondent aux besoins
particuliers de cette industrie, une bonne partie des enseignements tirés de
ce domaine d’activités sont transposables à des catégories de risques plus
vastes et à d'autres contextes.
L
es gouvernements cherchent à gérer non
seulement les interdépendances et interactions entre les dangers, les divers systèmes
et les forces qui s’exercent sur le contexte
général de la gestion du risque, mais aussi la dimension internationale du risque, tout aussi importante.
La seule complexité du monde dans lequel nous
vivons exige que l’on adopte une approche holistique du risque.
Les risques traditionnels sont nombreux à prendre de nouvelles formes. Qui plus est, des risques
majeurs, jusqu’alors inconnus, apparaissent, dont
certains sont caractérisés par une incertitude considérable mais aussi par l’éventualité de dégâts
importants, voire irréversibles. Ces tendances laissent notamment entrevoir une forte augmentation
de la probabilité d’endommagement de systèmes
vitaux essentiels (systèmes technologiques et écologiques, infrastructures, etc.) par un seul événement
catastrophique (naturel ou causé par l’homme) ou
encore par un enchaînement complexe d’événements. Dans les sociétés modernes très organisées,
la détérioration de systèmes dont la société est de
plus en plus tributaire (systèmes de santé, de transport, d’énergie, approvisionnements alimentaires
et alimentation en eau, systèmes d’information et
de télécommunication, dispositifs de sûreté et de
4
sécurité) peut avoir des conséquences graves et
planétaires. L’expérience indispensable pour mettre
au point une méthode holistique nous vient de
divers secteurs d’activité, nombreux à s’être attaqués à l’évaluation et à la gestion de leurs risques
particuliers. L’industrie nucléaire compte parmi les
secteurs qui ont une vaste expérience à partager.
Dès l’origine, en effet, l’évaluation et la gestion
du risque se sont trouvées au centre de l’industrie
nucléaire. Et les autorités de sûreté nucléaire commencent à intégrer les expériences d’évaluation et
de gestion des risques nucléaires à des comparaisons avec d’autres risques plus généraux. Des études en cours mettent en évidence plusieurs aspects
essentiels qui devraient pouvoir servir à l’étude de
risques et interactions entre risques plus complexes.
En gros, ces aspects ressortent de :
● l’évaluation et la gestion de la sûreté nucléaire ;
● l’évaluation et la gestion de la radioexposition du
public, de l’environnement et des travailleurs ;
* M. Ted Lazo ([email protected]) est Administrateur principal du
Programme de radioprotection dans la Division de la protection
radiologique et de la gestion des déchets radioactifs de l’AEN.
M. Barry Kaufer ([email protected] g) est membr e de la
Division de la sûreté de l’AEN.
Faits et opinions, AEN Infos 2003 – N° 21.1
■ Une approche globale de la gestion du risque
les plans d’urgence, les exercices et la gestion
de crise.
Bien que l’expérience de l’industrie nucléaire
dans ces domaines ne concerne pas directement
des risques planétaires ni des aspects complexes
imbriqués, une bonne partie des enseignements
qui en ont été tirés sont néanmoins valables.
●
La réglementation de la sûreté nucléaire, traditionnellement fondée sur l’approche déterministe,
énonce des règles à respecter pour la conception
de centrales, l’exploitation et l’assurance qualité.
Pour compenser une certaine méconnaissance des
événements considérés et des processus physiques
en jeu, on utilise des hypothèses prudentes. Cette
approche produit souvent des marges de sûreté
importantes. Les règles et réglementations en place
ont été conçues à une époque où les études probabilistes de sûreté (EPS) n’étaient pas encore au
point. On avait néanmoins recours à l’analyse probabiliste pour conclure qu’il n’était pas nécessaire
de prendre en compte certains accidents (par exemple, la ruine de la cuve sous pression d’un réacteur)
dans la conception.
Avec l’amélioration de la puissance de calcul,
les EPS sont parvenues à maturité. Les accidents
et les EPS de centrales particulières ont permis de
cerner les limites de la méthode déterministe.
Notamment, lors de l’identification des mesures de
défense en profondeur, comme le fonctionnement
indépendant de multiples systèmes de sûreté, l’absence de données quantitatives sur le risque interdit
d’évaluer la qualité de ces mesures. Par conséquent,
l’approche déterministe tend à introduire un conservatisme qui peut être excessif dans certains domaines et insuffisant dans d’autres. Faire l’hypothèse
d’une défaillance unique n’est pas synonyme de
conservatisme pour les séquences où il existe une
probabilité de défaillances multiples de composants
et où ces défaillances doivent être prises en compte
dans la conception. En outre, bien que les hypothèses déterministes puissent être adaptées à la
conception des matériels, elles ne fournissent pas
les données opérationnelles et systémiques nécessaires pour garantir la sûreté du fonctionnement
et de la maintenance. Pour ces raisons, il est admis
aujourd’hui que les EPS sont un complément essentiel de la méthode déterministe tant pour la conception que pour l’exploitation des centrales nucléaires.
Pour ce qui est de la sûreté nucléaire, l’étude
probabiliste de sûreté est employée au moment de
la conception de la centrale, mais aussi pendant
les diverses phases d’exploitation pour identifier
JAERI, Japon
Réglementation fondée sur le risque et
gestion de la sûreté nucléaire
Vue d’une installation d’essais en sûreté nucléaire
au Japon.
et analyser toutes les situations et séquences d’événements susceptibles de provoquer un endommagement grave du cœur du réacteur. Dans la
mesure où les résultats et indications des EPS
influent sur la conception et l’exploitation des centrales, elles ont aussi bien évidemment des incidences sur la réglementation. Il est fréquent que
les autorités de sûreté instruisent des demandes
d’autorisations faisant une large place aux résultats
d’EPS, par exemple l’assouplissement de certaines
spécifications techniques. L’EPS a également été
utilisée pour programmer les arrêts de tranche. Il
n’est cependant pas admis dans tous les pays que
l’on emploie largement les EPS pour les besoins
de la réglementation.
Les méthodes déterministe et probabiliste ont
chacune leurs avantages et inconvénients. Avec le
jugement d’expert, elles représentent un outil décisionnel inestimable pour l’industrie nucléaire et
son système réglementaire de prise de décision,
aussi bien que les méthodes de base pour améliorer
la sûreté industrielle en général.
5
Une approche globale de la gestion du risque ■
Évaluation et gestion de la
radioexposition
Maria Durisova, Centrale de Bohunice, République slovaque
Pour l’évaluation et la gestion du risque individuel lié à l’exposition aux rayonnements, la capacité de la science d’évaluer le détriment pour la
santé que provoque ou pourrait entraîner cette
exposition est primordiale. Bien que la relation
entre la dose et le risque ne soit qu’une hypothèse
employée par les scientifiques et les responsables
de la réglementation pour fixer un seuil maximum
aux effets éventuels sur la santé, elle constitue un
outil essentiel de gestion des situations d’exposition.
Plus précisément, l’exposition d’un individu peut
être estimée pour diverses situations : prévues,
existantes ou susceptibles de résulter d’une situation accidentelle. Les situations prévues sont, par
exemple, la construction d’un nouvel édifice
(hôpital, laboratoire de recherche, réacteur nucléaire, etc.) où les travailleurs pourraient être exposés,
de même que des représentants du public, par
l’intermédiaire de rejets de radioactivité dans l’environnement. Dans les situations existantes, on
classerait les usines ou établissements de recherche
désaffectés qui auraient été contaminés par des
substances radioactives pendant leur exploitation.
Quant aux situations résultant d’un accident, elles
Contrôle des niveaux de radioactivité aux alentours de la
Centrale nucléaire de Bohunice en République slovaque.
6
pourraient inclure un incendie ou une explosion
dans un établissement de recherche ou une installation industrielle utilisant des substances radioactives, ou un événement grave dans une centrale
nucléaire susceptible d’exposer aux substances
radioactives rejetées tant les travailleurs postés à
proximité que des membres du public. Dans toutes
ces situations, l’exposition de l’individu peut être
estimée a priori, mesurée directement par des
instruments adaptés ou « reconstituée » après les
faits, en se fondant sur des mesures effectuées dans
l’environnement et sur des estimations de la situation géographique et des habitudes de l’individu
effectuées dans le temps.
À partir de ces évaluations de l’exposition, on
peut estimer les risques sanitaires pour les individus
exposés. Dans le cas présent, le « risque sanitaire »
s’exprime en probabilité de certains types de
cancers radio-induits ou de leucémie. S’il n’est pas
dit qu’un individu exposé développera un cancer
ou une leucémie, en revanche, plus il est exposé
plus le risque qu’il développe un cancer est grand.
C’est cette évaluation du risque qui peut être utilisée dans des comparaisons pour déterminer comment gérer le risque au mieux. Depuis un certain
temps, la gestion en radioprotection consiste à
maintenir les expositions au niveau le plus bas
qu’il soit raisonnablement possible d’atteindre
(ALARA). Les facteurs couramment pris en compte
pour parvenir à cette conclusion recouvrent des
éléments fondamentaux tels que le coût d’une
réduction donnée de l’exposition et le niveau de
l’exposition (des travailleurs et du public) qui serait
évitée si l’on adoptait les mesures de protection
proposées. Plus compliquées sont les considérations qui interviennent dans le choix par les décideurs du niveau « raisonnablement possible d’atteindre » pour chaque cas. Il s’agit alors de multiples
facteurs moins tangibles ou quantifiables tels que
la valeur inhérente de l’activité à l’origine de la
dose, pour ceux qui sont exposés mais aussi pour
la société dans son ensemble. Depuis quelques
années, l’optimisation de la radioexposition à des
niveaux ALARA fait appel à diverses formes de
concertation. Le type et le nombre de participants
à cette concertation varie au cas par cas.
Il importe dans ce processus de distinguer entre,
d’une part, la science de l’évaluation du risque
(quantification, analyse des incertitudes, mise au
jour de l’éventail possible des options de protection, etc.) et, de l’autre, les aspects sociaux (acceptation du risque). Tous ces éléments jouent un rôle
important dans le processus de décision.
Les notions d’évaluation et de gestion du risque
décrites ici et qui sont mises en pratique pour la
■ Une approche globale de la gestion du risque
protection radiologique des centrales nucléaires,
installations industrielles, hôpitaux et laboratoires
de recherche pourraient s’appliquer à bien d’autres
types de risques, systémiques ou autres.
Plans d’urgence, exercices et gestion de
crise
Les urgences nucléaires sont un autre domaine
essentiel où l’industrie nucléaire a acquis une
grande expérience qui peut être appliquée à d’autres domaines. À cause de la probabilité de survenue d’un accident grave dans un réacteur, accompagné d’importants rejets de radioactivité dans
l’environnement, la communauté nucléaire a,
notamment depuis les accidents de Three Mile
Island et de Tchernobyl, considérablement amélioré sa préparation et sa capacité de réagir à des
accidents nucléaires. Les travaux ont porté sur
divers domaines, mais les plus facilement applicables à un contexte plus large sont ceux qui concernent l’harmonisation et la communication.
Des exercices et études ont prouvé à maintes
reprises qu’il faut unifier les interventions en cas de
libération de matières radioactives. Pour l’essentiel, il s’agit d’harmoniser les moyens utilisés et le
moment où les différentes autorités gouvernementales prendront des mesures de protection. En
particulier, il convient de définir les critères à utiliser
pour décider d’évacuer une population qui risque
d’être exposée, ou de lui distribuer des comprimés
d’iode destinés à protéger la thyroïde en cas de
rejet d’iode radioactif. Si l’accident risque d’avoir
des effets transfrontaliers, les populations vivant
dans les régions touchées seront rapidement informées des mesures de protection mises en œuvre
par les moyens de communications modernes
(presse, télévision, radio, Internet), et des dissonances peuvent apparaître. La coordination des démarches de protection par les officiels responsables,
avant l’accident, et l’harmonisation des réponses,
après, permettront d’éviter de telles situations. Si le
public devait, à tort ou à raison, percevoir des différences de traitement, on s’expose à des malentendus, au refus des mesures de protection ainsi
qu’à une érosion générale de la crédibilité des pouvoirs publics. Quand bien même la situation ne
créerait pas d’effets physiques transfrontaliers, la
contestation des décisions des pouvoirs publics
pour résoudre le problème peut néanmoins venir
de l’extérieur du pays où s’est produit l’accident.
Les décisions nationales, quant aux importations
et exportations d’aliments et de biens et à la protection des individus traversant les zones touchées
ou passant à proximité auront, de fait, des répercussions internationales.
L’Internet fait l’objet d’essais et d’une utilisation
croissante dans la communication de crise.
Un autre problème, étroitement lié à celui de
l’harmonisation, est la nécessité de communiquer
rapidement et efficacement. Cela recouvre la communication au sein des structures de décision, entre
les autorités et le public, les autorités nationales
et les instances d’autres pays et entre les pouvoirs
publics et les organisations internationales concernées. Pour faciliter ces échanges, il faut s’être
équipé des lignes et moyens de communication
nécessaires pour que les pouvoirs publics et les
spécialistes soient en mesure de communiquer
rapidement. La communication de crise avec le
public, une fonction capitale des autorités, doit
être reconsidérée dans la perspective de crises
majeures ou particulières. Dans la communauté
nucléaire, il existe des conventions et des traités qui
définissent quand et comment doivent s’établir ces
communications ainsi que les informations essentielles qui doivent être transmises lors de la
première notification de l’événement. Une structure
de communication, par l’entremise de l’Agence
internationale de l’énergie atomique (AIEA), a été
établie dans le cadre de la Convention internationale sur l’assistance en cas d’accident nucléaire
ou de situation d’urgence radiologique en 1986.
L’expérience tirée des exercices de crise et des
études a largement convaincu de l’importance
primordiale de ces structures de notification et de
communication pour gérer efficacement une situation de crise. La nécessité, voire l’obligation de
communiquer, implique que l’on y consacre des
moyens suffisants, aux niveaux national comme
international, et que ces lignes de communication
soient établies entre les structures pertinentes. Ces
lignes pourraient également faciliter la prise de
décisions au niveau national lors de situations de
crise d’un autre ordre. ■
7
J. Schwartz*
Responsabilité civile
nucléaire et
indemnisation des
dommages nucléaires :
Révision de la Convention de Paris
et de la Convention complémentaire
de Bruxelles
Les négociations en vue de réviser la Convention de Paris et la Convention
complémentaire de Bruxelles avaient pour objet d'améliorer l’actuel régime
international de responsabilité civile nucléaire. Les textes des deux
protocoles d’amendement résultant de ces négociations ont été finalisés. Leur
entrée en vigueur assurera, en cas d’accident, un plus haut niveau
d'indemnisation à un nombre plus grand de victimes pour un plus large
éventail de dommages nucléaires.
L
’
accident survenu, en 1986, à Tchernobyl
a montré que les dommages provoqués
par un accident nucléaire pouvaient avoir
des effets extrêmement préjudiciables sur
les hommes, les biens et les ressources naturelles
dans les pays voisins. À la suite de cet accident, un
effort considérable a été accompli au niveau international pour moderniser le régime international
actuel de responsabilité civile nucléaire afin de
garantir que les victimes dans tous les pays touchés
par un accident nucléaire seraient équitablement
indemnisées pour les dommages qu’elles auraient
subis. En un peu plus de dix ans, deux entreprises
8
majeures ont été menées à bien : l’adoption, en
1988, du Protocole commun 1 relatif à l’application
de la Convention de Vienne et de la Convention de
Paris, et l’adoption, en 1997, du Protocole d’amendement de la Convention de Vienne 2 et la Convention sur la réparation complémentaire des dommages nucléaires 3 (Convention sur la réparation
complémentaire) 4.
* Mme Julia Schwartz ([email protected]) est membre de
la Section des affaires juridiques de l’AEN.
■ Responsabilité civile nucléaire et indemnisation des dommages nucléaires
Dans le cadre des efforts internationaux en
cours, l’initiative la plus récente est la révision de
la Convention de Paris 5 et de la Convention complémentaire de Bruxelles 6. Les parties à la Convention de Paris ont entamé sa révision quelques mois
seulement après l’adoption du Protocole d’amendement de la Convention de Vienne, ce qui n’a
rien de surprenant compte tenu de l’incidence
inévitable des modifications que ce Protocole
aurait sur la Convention de Paris, du fait des liens
créés par le Protocole commun de 1988 7. En même
temps, les États parties à la Convention de Paris
voulaient s’assurer que les modifications à leur
convention n’empêcheraient pas de futures adhésions au nouveau régime établi par la Convention
sur la réparation complémentaire, un engagement
qu’ils avaient pris durant les négociations de celleci. Au terme de deux années de travaux sur cette
révision, les parties à la Convention complémentaire de Bruxelles ont elles aussi décidé de la réviser de sorte qu’à compter de cette date, les négociations engagées pour la révision de ces deux
conventions ont été menées en tandem d’une part
pour des raisons pratiques et d’autre part du fait
des liens étroits qui existaient sur le fond entre
elles.
Les parties contractantes aux deux conventions
ont à présent mené à bien leurs négociations et
approuvé les textes finals des protocoles d’amendement. Il est prévu d’ouvrir à la signature ces
instruments lors d’une conférence spéciale qui
sera organisée au siège de l’OCDE dans les mois
à venir. Les signataires entameront ensuite les procédures de ratification, adhésion ou approbation
prescrites par leur législation nationale afin de
faire entrer en vigueur ces instruments. Les traits
distinctifs des conventions révisées sont résumés
ci-dessous.
Les victimes seront plus largement
indemnisées
En vertu de la Convention révisée de Paris, le
montant de la responsabilité civile nucléaire de l’exploitant passera de son actuel plafond de 15 millions
de droits de tirage spéciaux (DTS) 8 à un montant
Q 700 millions au minimum. Il s’agit là d’une augmentation considérable, compte tenu même de la
recommandation de 1990 du Comité de direction de
l’énergie nucléaire de l’AEN qui encourageait les
États parties à la Convention de Paris d’adopter un
montant de responsabilité civile pour l’exploitant
d’au moins 150 millions de DTS 9. Le chiffre retenu
est plus de deux fois supérieur aux 300 millions de
DTS prévus par le Protocole d’amendement de la
Convention de Vienne. De surcroît, la Convention
modifiée admettra pour la première fois qu’un État
possédant un régime de responsabilité illimitée
peut néanmoins participer à la Convention.
Les États parties à la Convention de Paris continueront de pouvoir fixer des montants minimum
de responsabilité réduite pour les installations
nucléaires à faible risque et les activités de transport sachant, toutefois, que ces montants seront
réévalués et passeront des 5 millions de DTS 10
actuels à Q 70 millions pour les installations à faible risque et à Q 80 millions pour les activités de
transport.
L’exploitant sera toujours tenu d’offrir une
garantie financière d’un montant équivalent à celui
de sa responsabilité, mais dans les États dotés de
régimes de responsabilité illimitée, ce montant
devra être égal à la totalité de la responsabilité
minimale, ou au montant minimum de la responsabilité réduite, selon le cas. Les États parties à la
Convention révisée de Paris devront également
assurer le paiement de la réparation des dommages lorsque la garantie financière de l’exploitant
n’est pas disponible ou suffisante, à concurrence
du montant de responsabilité précisé dans la
Convention.
Les victimes pourront présenter des
demandes en réparation pour un plus
large éventail de dommages
Enfin, la Convention de Paris amendée contiendra une définition du « dommage nucléaire » qui
permettra, sans l’exiger, la couverture d’un plus
large éventail de dommages que ceux envisagés
dans la Convention en vigueur (dommages physiques et matériels). La nouvelle définition est pratiquement identique à celle donnée dans le Protocole d’amendement de la Convention de Vienne
et dans la Convention sur la réparation complémentaire, avec des références spécifiques à la perte
économique, au coût des mesures de restauration
d’un environnement fortement dégradé, à la perte
de revenu occasionnée par cette dégradation ainsi
qu’aux coûts des mesures préventives et à tout
autre perte ou tout autre dommage causé par ces
mesures.
Bientôt, la Convention de Paris s’appliquera
aussi aux installations nucléaires qui sont en cours
de démantèlement ainsi qu’à toutes les installations
nucléaires de stockage des substances nucléaires,
et non pas uniquement à celles d’entre elles qui
sont dans la phase préalable à leur fermeture,
comme c’est aujourd’hui le cas 11. Néanmoins, les
États parties à la Convention de Paris pourront
soustraire à l’application de la Convention une
installation de stockage particulière juste après sa
9
Responsabilité civile nucléaire et indemnisation des dommages nucléaires ■
fermeture lorsqu’elle ne représente plus un risque
important et ne fait donc plus l’objet d’une surveillance active.
Il a également été convenu que le terme « accident nucléaire » comprenait les émissions se produisant durant le déroulement normal de l’exploitation d’une installation nucléaire ou du transport
de substances nucléaires lorsque ces émissions
causent des dommages, même si ceux-ci ne dépassent pas les limites prescrites par la loi nationale.
Un nombre plus grand de victimes
bénéficieront d’un droit à réparation
En vertu de l’actuelle Convention de Paris, un
accident nucléaire doit se produire sur le territoire
d’une partie contractante, et des dommages doivent
être subis sur ce territoire pour que la Convention
puisse s’appliquer. Cette règle a été assouplie par
deux recommandations du Comité de direction de
l’énergie nucléaire de l’AEN en 1968 et 1971 respectivement 12, qui proposaient que la Convention
couvre les accidents nucléaires se produisant ou les
dommages nucléaires subis en haute mer et qu’elle
s’applique à des dommages subis dans un État
partie à la Convention de Paris, même si l’accident
nucléaire se produit dans un État qui ne l’est pas.
Dans l’avenir, la Convention de Paris s’appliquera
à tout dommage nucléaire subi dans un État qui
n’est pas partie à la Convention (y compris ses territoires et zones maritimes) si : a) il est partie à la
Convention de Vienne et au Protocole commun
de 1988 ; b) il n’a aucune installation nucléaire
sur son territoire ou dans ses zones maritimes ;
ou c) sa législation sur la responsabilité civile
nucléaire offre des avantages réciproques équivalents et est fondée sur des principes identiques
à ceux contenus dans la Convention de Paris.
Cette approche diffère quelque peu de celle
adoptée dans le cadre du Protocole d’amendement
de la Convention de Vienne qui s’applique aux
dommages nucléaires où qu’ils se produisent, sous
réserve d’exclusions autorisées pour les dommages
subis dans un État non partie à la Convention qui
possède une installation nucléaire mais n’offre pas
les mêmes avantages réciproques.
Les victimes disposeront d’un délai plus
long pour leur action en réparation
À l’instar du Protocole d’amendement de la
Convention de Vienne, la Convention révisée de
Paris prévoit que les délais de prescription et
d’extinction des actions en réparation seront fixés
à 30 ans dans le cas de décès et de dommages
aux personnes et resteront de 10 ans pour les
autres catégories de dommages. Les délais peuvent
10
être plus longs si l’exploitant a les garanties financières voulues et lorsque les actions en réparation
intentées dans ces délais n’ont pas d’incidence sur
les droits à réparation des victimes qui ont intenté
leur action dans les délais de 30 et 10 ans respectivement. Contrairement au Protocole d’amendement de la Convention de Vienne, toutefois, la
Convention de Paris révisée ne comportera pas
de règle de « priorité » et, lorsque le montant des
réparations sera insuffisant pour couvrir les dommages subis, les tribunaux compétents décideront
s’il convient de donner la priorité aux actions
intentées du fait de décès ou de dommages aux
personnes et, dans ce cas, pendant quel délai.
Prise en considération des
préoccupations particulières
des États côtiers
À l’instar du Protocole d’amendement de la
Convention de Vienne et de la Convention sur la
réparation complémentaire, la Convention révisée
de Paris tiendra compte des préoccupations des
États côtiers concernant le transport maritime de
substances nucléaires à l’intérieur de leurs eaux
en incorporant des dispositions garantissant qu’en
cas d’accident nucléaire dans la zone économique
exclusive (ZEE) d’un État partie à la Convention de
Paris (ou dans une zone ne dépassant pas les
limites de ce type de zone si elle est établie), seuls
seront compétents pour statuer sur les demandes
en réparation des dommages nucléaires causés
par cet accident les tribunaux de l’État côtier.
Réparation supplémentaire en vertu
de la Convention complémentaire de
Bruxelles
Pour les États parties à la Convention de Paris qui
ont adhéré à la Convention complémentaire de
Bruxelles, un montant supplémentaire, constitué
de fonds publics, sera disponible pour l’indemnisation des victimes de dommages nucléaires en
cas d’insuffisance des montants prévus par la Convention de Paris. La Convention complémentaire
révisée de Bruxelles conservera son système de
réparation à trois tranches mais avec des montants nettement supérieurs : la première tranche,
d’un montant de Q 700 millions au moins, correspondra toujours aux garanties financières des
exploitants et sera répartie conformément à la
Convention de Paris ; la seconde tranche, fournie
par l’État de l’installation, s’élèvera à Q 500 millions ; enfin la troisième tranche alimentée par
toutes les parties contractantes, représentera jusqu’à Q 300 millions. Ainsi, le montant total disponible pour l’indemnisation des victimes d’un accident
■ Responsabilité civile nucléaire et indemnisation des dommages nucléaires
nucléaire dans le cadre du régime combiné des
Conventions de Paris et de Bruxelles atteindra
Q 1.5 milliard 13.
En vertu de la Convention complémentaire révisée de Bruxelles, il restera une importante marge
de manœuvre entre la première et la seconde tranche, suffisante en fait pour permettre à un exploitant nucléaire de prendre en charge les réparations
correspondant à ces deux tranches. Quant à la
troisième tranche, la formule de calcul des contributions, qui consistait auparavant à se baser à
parts égales sur le produit national brut et la puissance nucléaire installée, sera remplacée par un
calcul basé sur 35 % du produit intérieur brut et
65 % de la puissance nucléaire installée, reflétant
la responsabilité plus importante conférée aux
États dotés d’un parc nucléaire. La troisième tranche augmentera, mais très faiblement, si de nouveaux États adhèrent à la Convention.
Seules les victimes dans les États parties à la
Convention pourront être indemnisées en vertu
de la Convention complémentaire de Bruxelles
pour le motif simple que le montant des réparations prévues au titre de cette Convention (deuxième et troisième tranches) provenant de fonds
essentiellement « publics », il ne peut être utilisé
que pour indemniser des victimes dans les États
qui ont accepté de participer à ce régime complémentaire.
dans ce dernier État peuvent intenter une action en
réparation contre l’exploitant du pays partie à la
Convention de Paris comme si elles étaient des victimes
dans un État partie à la Convention de Paris. Entré en
vigueur depuis avril 1992, le Protocole commun compte
24 parties contractantes, dont 16 sont parties à la
Convention de Vienne et 8 à la Convention de Paris.
2.
À la date du 5 décembre 2001, les signataires et les
États contractants au Protocole d’amendement de la
Convention de Vienne étaient au nombre de 15 et 4
respectivement.
3.
À la date du 14 novembre 2000, les signataires et les
États contractants à la Convention sur la réparation
complémentaire étaient respectivement au nombre de
13 et de 3.
4.
Pour de plus amples informations sur le Protocole
d’amendement de la Convention de Vienne et sur la
Convention sur la réparation complémentaire, se
reporter respectivement à l’article de V. Lamm, « Protocole d’amendement de la Convention de Vienne de
1963 » et à l’article de B. McRae, « La Convention sur la
réparation : sur la voie d’un régime mondial permettant
de faire face à la responsabilité et à l’indemnisation
des dommages nucléaires » publiés tous deux dans le
Bulletin de droit nucléaire N° 61, juin 1998.
5.
Convention de Paris du 29 juillet 1960 sur la responsabilité civile dans le domaine de l’énergie nucléaire
telle qu’amendée par le Protocole additionnel du 28
janvier 1964 et par le Protocole du 16 novembre 1982.
Les 15 parties à cette Convention sont l’Allemagne, la
Belgique, le Danemark, l’Espagne, la Finlande, la
France, la Grèce, l’Italie, la Norvège, les Pays-Bas, le
Portugal, le Royaume-Uni, la Slovénie, la Suède et la
Turquie.
6.
La Convention de Bruxelles du 31 janvier 1963 complémentaire à la Convention de Paris du 29 juillet 1960
sur la responsabilité civile dans le domaine de l’énergie
nucléaire telle qu’amendée par le Protocole additionnel
du 28 janvier 1964 et par le Protocole du 16 novembre
1982. Les 12 parties contractantes sont l’Allemagne, la
Belgique, le Danemark, l’Espagne, la Finlande, la
France, l’Italie, la Norvège, les Pays-Bas, le RoyaumeUni, la Slovénie et la Suède.
7.
Le Protocole commun s’applique aux Conventions de
Vienne et de Paris, telles qu’amendées de temps en
temps.
8.
Le droit de tirage spécial est une unité de compte
définie par le Fonds monétaire international (FMI) qui
est basée sur le dollar US, l’euro, le yen japonais et la
livre Sterling. Selon le taux de change du FMI du 24
avril 2003, 1 DTS = 1,38 USD et 1 DTS = 1,25 euro. De
sorte que le montant de 15 millions de DTS équivaut
approximativement à 20 millions d’USD ou à 19 millions
d’euros.
9.
Selon ce même taux de change, cette somme équivaut
à 207 millions d’USD ou 188 millions d’euros.
Conclusions
Ce processus de révision complexe, comportant
l’élargissement de la couverture géographique et
une augmentation sensible du montant des indemnités dont pourront bénéficier un plus grand
nombre de victimes, représente un tournant important dans l’élaboration d’instruments juridiques
modernes et complets, destinés à garantir une
réparation équitable des dommages résultant du
fonctionnement d’une installation nucléaire. Bien
que la révision ne soit pas encore tout à fait achevée, tous les États parties à la Convention de Paris
et à la Convention de Bruxelles, qui y ont participé,
devraient être fiers de leurs efforts et des résultats
obtenus. ■
10. Selon ce taux de change, cette somme équivaut à
7 millions d’USD ou 6,3 millions d’euros.
11. Se reporter à la Décision du Comité de direction de
l’énergie nucléaire de l’AEN de 1984 [NEA/NE/M(84)1].
Références
1.
Le Protocole commun assure à l’État qui y a adhéré, la
couverture prévue par la Convention dont il n’est pas
encore une partie contractante. Ainsi, lorsqu’un accident
nucléaire se produit dans un État qui est partie à la
Convention de Paris/Protocole commun et que des
dommages sont causés dans un État qui est partie à la
Convention de Vienne/Protocole commun, les victimes
12. Recommandation du Comité de direction de l’énergie
nucléaire de l’AEN du 24 avril 1968 [NEA/NE/M(68)1] et
Recommandation du Comité de direction de l’énergie
nucléaire de l’AEN du 22 avril 1971 [NEA/NE/M(71)1].
13. Ce chiffre ne peut être comparé aux 9 milliards d’USD
d’indemnités prévus par la loi Price-Anderson aux ÉtatsUnis, dont le montant nettement plus élevé est utilisé
pour couvrir les coûts de traitement des demandes ainsi
que les indemnités, ce qui n’est pas le cas du régime
prévu par la Convention de Paris ou la Convention de
Bruxelles.
11
K.
* Andersson, C. Pescatore, H. Riotte*
Implication du public
dans la gestion des
déchets radioactifs :
Approches et expériences actuelles
L
es institutions engagées dans la gestion des
déchets radioactifs sont confrontées à un
environnement en évolution rapide découlant des mutations qui affectent la société,
notamment les nouvelles technologies de l’information et les rôles récemment assumés par les
médias. Simultanément, certains programmes
nationaux passent de la phase de la recherche et
du développement à celle du choix et de la mise
en œuvre de sites, alors que d’autres pays revoient
et définissent leur politique en matière de gestion
des déchets. Comme dans beaucoup de domaines
où interviennent les notions d’environnement et de
risque, la gestion des déchets radioactifs est un
secteur où la revendication du public de participer
au processus de décision requiert de nouvelles
stratégies pour associer les parties concernées.
Une enquête récente 1 menée dans le cadre du
Forum sur la confiance des parties prenantes de
l’AEN a permis de recueillir des informations, présentées sous forme de tableaux, sur certaines initiatives visant à impliquer les différents acteurs,
sur les institutions et les publics concernés ainsi
que sur les instruments employés. Les expériences
des pays sont examinées et le résultat de chaque
approche est dûment pris en compte.
* M. Kjell Andersson ([email protected]) est
consultant à l’AEN ; M. Claudio Pescatore ([email protected])
est Administrateur principal du Pr ogramme de gestion des
déchets radioactifs dans la Division de la protection radiologique
et de la gestion des déchets radioactifs de l’AEN ; M. Hans Riotte
([email protected]) est Chef de la Division de la protection
radiologique et de la gestion des déchets radioactifs de l’AEN.
12
La perception et la confiance du public sont des
éléments cruciaux lorsque l’on cherche à faire
approuver la création d’installations pour les
déchets radioactifs à vie longue dans des sites spécifiques. D’où la question de l’approche idéale
pour instaurer la confiance dans les aspects éthiques, économiques, politiques et techniques d’une
stratégie de gestion des déchets, en premier lieu
l’évacuation. En outre, le public n’est pas une entité
homogène et ses divers constituants et préoccupations doivent être définis et compris.
Approches générales de la participation
du public
Au cours de la dernière décennie, les programmes de gestion des déchets nucléaires ont dû, de
plus en plus, privilégier la communication de
préférence à une diffusion unilatérale d’informations. Cela tient en grande partie à l’introduction
d’obligations juridiques de consultation du public,
souvent sous le couvert d’une évaluation de l’impact sur l’environnement ou d’autres dispositions
figurant dans les législations nationales ou internationales. Cette contrainte découle également du
chemin parcouru par les programmes nationaux
vers la phase de choix de sites et l’implication
nécessaire d’organes régionaux et locaux ainsi
que de citoyens concernés.
En général, une décision technique ou réglementaire ne suffit pas pour autoriser un dépôt de
déchets radioactifs, il faut aussi une décision politique qui elle-même suppose l’assentiment du
Actualités, AEN Infos 2003 – N° 21.1
■ Implication du public dans la gestion des déchets radioactifs
public au sens large. Il y a souvent obligation explicite de consulter les segments affectés de la population, en particulier celle vivant à proximité d’un
site éventuel. Dans la plupart des pays, les membres du public ont la possibilité de réagir ou de
s’opposer à un projet d’installation nucléaire à
certaines étapes du processus décisionnel.
Au Canada, par exemple, la Loi sur la sûreté et
la réglementation nucléaire à l’origine de la Commission canadienne de sûreté nucléaire (CCSN)
impose des obligations en matière de notification
et de participation du public. Dans la République
tchèque, les représentants du public siègent au
Conseil du l’Autorité responsable des dépôts de
déchets radioactifs [Radioactive Waste Repository
Authority (RAWRA)]. De cette manière, ils participent directement au processus de prise de décision.
La Suisse, qui est un État fédéral, possède une
longue tradition de participation du public au processus de décision à tous les niveaux politiques. La
population décide de façon contraignante de questions concrètes par le biais de référendums communaux, cantonaux et fédéraux. La procédure d’octroi
d’autorisation prévoit systématiquement deux
consultations du public, qui donnent à la population l’occasion de formuler des commentaires ou
des objections au projet qui lui est soumis. Des
référendums au niveau local sont également organisés dans d’autres pays, bien qu’ils ne soient pas
toujours obligatoires.
En Finlande et en Suède, il est stipulé que le
conseil municipal local a le droit d’opposer son
veto à un projet d’implantation (encore qu’en
Suède, sous certaines conditions, le gouvernement
puisse en principe infirmer le veto). En Suède
encore, la procédure de choix du site est fondée sur
une participation volontaire et les études de faisabilité ne sont effectuées que dans des municipalités
qui ont donné leur assentiment.
L’information et la participation du public sont
également encouragées par certains instruments
juridiques internationaux. Les conventions internationales s’imposent aux États qui les ont ratifiées.
Un certain nombre d’entre elles concernent les
politiques d’information et de consultation du
public, par exemple : la Convention des Nations
Unies sur l’accès à l’information, la participation
du public au processus décisionnel et l’accès à la
justice en matière d’environnement (Convention
Aarhus) ; la Convention de la CEE-ONU sur l’évaluation de l’impact sur l’environnement dans un
contexte transfrontière (Convention Espoo) ; et,
inscrite dans la Conférence sur l’environnement
et le développement de l’ONU, la Déclaration de
Rio et l’Agenda 21.
Crédibilité et moyens de communication
efficaces
La confiance du public doit se construire dans
le dialogue. À cet égard, les réunions, les centres
d’information et les sites Internet sont des instruments importants pour connaître les réactions du
public en vue de définir puis de traiter les questions intéressant la population et la société en
général.
La communication n’a de sens que si toutes les
parties au processus y perçoivent un intérêt et si la
légitimité et les rôles de toutes les parties sont
reconnus. Dans les premières stratégies de communication, les spécialistes de la gestion des déchets
ont commis l’erreur de privilégier les questions
techniques et scientifiques au détriment de préoccupations sociales plus vastes. Pour bien communiquer avec la population, il faut être capable
d’aborder toutes les questions qui l’intéressent, y
compris les sujets sociaux ou philosophiques
controversés.
Expériences et initiatives destinées
à informer et à impliquer les parties
prenantes
Les changements qui sont apportés à un programme global de gestion des déchets, notamment
en réaction à des préoccupations sérieuses de la
population ou à une opposition politique, sont
souvent le prélude à une meilleure communication ou participation ultérieure des parties concernées. Ainsi, en France et au Royaume-Uni, les
expériences malheureuses du passé dans le choix
des sites ont conduit les autorités à réévaluer et à
réorienter les grands programmes nationaux.
En France, la loi relative aux recherches sur la
gestion des déchets radioactifs de 1991 a institué
une nouvelle approche concernant les recherches
sur la gestion des déchets radioactifs en général,
et le choix des sites en particulier, dont les piliers
sont la responsabilité, la transparence et la démocratie. La nouvelle stratégie en matière de choix
Un débat à l’Assemblée nationale française.
13
Implication du public dans la gestion des déchets radioactifs ■
des sites vise à obtenir l’accord des collectivités
territoriales responsables et à les associer activement au processus. La loi prévoit la création d’un
comité local d’information et de contrôle pour
chaque site de laboratoire souterrain. Un aspect
important de la stratégie retenue par la France est
la responsabilité assumée par le Parlement qui fera
le point des recherches en 2006 et décidera en
dernier ressort s’il convient d’aller de l’avant dans
la réalisation d’un dépôt à proximité de l’un des
laboratoires. Une des particularités essentielles du
programme français est de ne pas écarter d’autres
possibilités (stockage près de la surface, transmutation) tant que le Parlement n’en décide pas
autrement.
Au Royaume-Uni, une enquête parlementaire a
recommandé en 1999 au gouvernement de poursuivre sur la voie du stockage souterrain, en indiquant que sa politique doit être globale et avoir
le soutien de la population. Le gouvernement a
répondu qu’il sollicitera les vues du public et examinera toutes les solutions de gestion des déchets
avant d’arrêter son choix.
Expériences dans le choix des sites
En Finlande, Posiva, l’organisation chargée de
la gestion des déchets radioactifs, a proposé récemment un site pour y mener des études poussées
concernant le stockage souterrain de combustible
irradié et la municipalité a donné son accord. Cette
procédure est conforme à la « Décision de principe » prise par les instances politiques nationales
et avec l’étude d’impact sur l’environnement en
tant qu’instrument fondamental pour la communication avec les municipalités concernées et le
public en général. Le site a maintenant été approuvé sous réserve de recherches complémentaires de confirmation.
En Suède, l’étude d’impact sur l’environnement
a également beaucoup pesé dans le dialogue entre
l’organisation de gestion des déchets radioactifs
SKB, les autorités gouvernementales, les municipalités, les comtés et le public. En l’occurrence, les
organismes de réglementation ont pris une part
active au processus en s’appuyant sur une série
de projets de recherche. Les municipalités ellesmêmes ont fait des efforts considérables pour renforcer leurs compétences et favoriser l’échange
d’informations.
En revanche, certaines expériences ont été malheureuses : on peut citer le cas d’un laboratoire
souterrain à Sellafield au Royaume-Uni en 1997,
où les discussions techniques ont occulté les véritables préoccupations de la communauté locale, ou
celui de Gorleben en Allemagne, où la méfiance à
14
l’égard des « officiels » s’est développée et où le
public n’a pas été vraiment associé à la prise de
décision, ou encore le rejet du projet de site à
Wellenberg en Suisse à l’occasion de deux référendums cantonaux en 1995 et 2002.
Comprendre les perceptions, valeurs et
intérêts revêtant de l’importance pour
les parties concernées
À l’évidence, les intérêts divergent selon les parties intéressées en ce qui concerne la gestion des
déchets nucléaires. Toutefois, toutes ont à cœur
de protéger l’homme et la nature contre les effets
nocifs possibles des substances radioactives. La
santé, la protection de l’environnement et la sûreté
sont des valeurs montantes dans notre société. Certaines perceptions des risques associés à la radioactivité, à l’énergie nucléaire et aux déchets radioactifs inclinent à penser que ces valeurs pourraient
être menacées. D’un autre côté, beaucoup comprennent l’utilité d’installations de stockage des
déchets centralisées et spécialement construites à
cet usage ; pour autant, ils ne veulent pas des installations dans leur région (le syndrome du « d’accord,
mais pas chez moi »).
Concernant les installations de stockage, nombre
des parties intéressées tiennent fortement à éviter
les décisions et les actions irréversibles. Cela résulte
du manque de confiance dans le jugement des
autorités et de la communauté scientifique. D’où la
demande d’une surveillance active des installations
de stockage. Cela, cependant soulève à son tour le
problème de l’horizon temporel. Le grand public
éprouve quelques difficultés à appréhender les
durées extrêmement longues en jeu dans le
stockage des déchets radioactifs. Il faut expliquer
qu’une solution de gestion des déchets uniquement
fondée sur une surveillance active convient pour
une durée limitée mais ne peut pas être considérée
comme la seule solution à long terme. Les représentants de la société civile sont souvent favorables
à la réversibilité des mesures de stockage et à la
récupérabilité des déchets enfouis. Toutefois,
d’après certaines expériences locales menées en
Suède, par exemple, il ne semble pas que le public
considère la récupérabilité comme la principale
garantie contre une faille possible dans la méthode
d’évacuation. Les citoyens attendent essentiellement des autorités de réglementation et du gouvernement qu’ils déclarent clairement que la méthode
de stockage proposée est sûre. ■
Note
1. Agence pour l’énergie nucléaire (AEN), Informer, consulter et
impliquer le public dans les gestion des déchets radioactifs :
Panorama international des approches et expériences. OCDE,
Paris, 2003.
S. Mundigl*
Protection radiologique
du personnel contre les
rayonnements ionisants
L
e Système international d’information sur
la radioexposition professionnelle (ISOE),
un programme commun AEN/AIEA, est une
activité de longue date de l’AEN. Depuis
son lancement au début des années 1990, ISOE est
devenu un programme unique d’envergure mondiale qui permet d’examiner, de développer et de
coordonner des activités internationales menées
en coopération pour assurer la protection radiologique du personnel dans les centrales nucléaires.
Il constitue, par ailleurs, un forum de réflexion sur
les problèmes de gestion de la radioexposition
professionnelle et comprend la plus grande base
de données dans le monde sur la radioexposition
professionnelle dans les centrales nucléaires. ISOE
est le seul programme dans ce domaine qui bénéficie de la participation active de radioprotectionnistes venant de compagnies d’électricité et d’autorités de sûreté.
Le nombre des participants n’a cessé de croître
au fil des ans, faisant du programme ISOE le plus
vaste réseau spécialisé dans la radioprotection des
travailleurs. Le système comporte actuellement des
informations sur les niveaux de radioexposition
professionnelle et leur évolution dans 461 tranches
de centrale (407 réacteurs en exploitation et 54 à
des stades divers de démantèlement), exploitées
par 72 compagnies d’électricité dans 29 pays. Cette
base de données englobe, donc, 93 pour cent environ du nombre total de réacteurs électronucléaires
(438) exploités dans le monde. En outre, les autorités de sûreté de 25 pays prennent activement part
à ISOE.
* M. Stefan Mundigl ([email protected]) est membre de la Division
de la pr otection radiologique et de la gestion des déchets
radioactifs de l’AEN.
Avantages d’ISOE
Le programme ISOE offre tout un éventail de
produits dans le domaine de la radioexposition
professionnelle :
● La plus grande base de données du monde sur la
radioexposition professionnelle du personnel des
centrales nucléaires – Les bases de données
d’ISOE comprennent :
- des informations dosimétriques provenant de
centrales nucléaires, y compris, pour chacune
des tranches, par exemple la dose collective
annuelle dans les conditions normales d’exploitation, les doses reçues durant les arrêts
pour maintenance/rechargement, la dose collective reçue durant les arrêts non programmés, la dose collective annuelle reçue pendant la réalisation de certaines tâches et par
certaines catégories de personnel ;
- des informations propres à des installations
déterminées en rapport avec la réduction des
doses, comme les matières, la chimie de l’eau,
les procédures de démarrage/d’arrêt, le programme de réduction du cobalt, etc. ;
- des rapports sur des opérations, des procédures, des équipements, des tâches spécifiques : par exemple, réduction de dose efficace, décontamination efficace ou mise en
œuvre de principes de gestion du travail.
● Une analyse annuelle de l’évolution des doses et
un tour d’horizon des faits marquants grâce aux
rapports annuels ISOE – Les rapports annuels
résument les informations récentes sur le niveau
et l’évolution des doses collectives moyennes
annuelles enregistrées dans les réacteurs inscrits
dans la base de données et fournissent des analyses de données et des études de doses, des
15
Protection radiologique du personnel contre les rayonnements ionisants ■
●
●
●
rapports sur les arrêts, des résumés d’ateliers et
de séminaires ISOE ainsi que des informations
sur les principaux événements intervenus dans
les pays qui participent au programme.
Des études et analyses détaillées ainsi que des
informations sur les problèmes actuels de radioprotection par le biais de fiches d’information
ISOE – Les données dosimétriques et autres
provenant de centrales nucléaires sont idéales
pour étudier les doses liées à certaines opérations et tâches, comme le rechargement, le remplacement du générateur de vapeur et les travaux
d’isolation. Ces études sont publiées sous forme
de fiches d’information ISOE diffusées aux participants au programme.
Un système de communication rapide de l’information sur la radioprotection – À chaque fois
qu’une compagnie d’électricité désire obtenir ou
donner des informations sur de bonnes pratiques, des problèmes radiologiques et d’autres
sujets techniques, elle peut utiliser le réseau ISOE
pour le faire via la messagerie électronique. Ce
système contribue donc à des réponses et des
contacts rapides entre les participants intéressés.
Le retour d’expérience est ensuite stocké dans la
base de données ISOE et peut être consulté à
l’aide d’un programme de recherche faisant appel
à des mots clés.
Une structure propice à l’examen des problèmes
de gestion de la radioexposition professionnelle
grâce aux ateliers et aux séminaires ISOE –
Chaque année, un atelier ou un séminaire international sur la gestion de la radioexposition professionnelle dans les centrales nucléaires est
organisé tour à tour en Europe et en Amérique
du Nord. Ces réunions permettent aux radioprotectionnistes de l’industrie nucléaire et des autorités de sûreté de se rencontrer pour échanger
des informations sur leur expérience pratique
des problèmes d’exposition professionnelle dans
les centrales nucléaires.
Conférence internationale sur la
radioprotection professionnelle
Ces dernières années, ISOE s’est progressivement acquis une réputation de centre d’excellence
de la protection radiologique du personnel de
centrales nucléaires. En août 2002, la première
« Conférence internationale sur la radioprotection
professionnelle : protection des travailleurs contre
les rayonnements ionisants » a été organisée sous
le parrainage de plusieurs organisations internationales, dont l’AEN. Les conclusions et recommandations de cette conférence mentionnent explicitement le système ISOE :
16
ISOE se révèle un mécanisme utile de diffusion
de l’information, d’exemples de bonnes pratiques et d’enseignement pour les centrales
nucléaires. Il n’existe pas de mécanismes similaires dans d’autres domaines, et il serait utile
d’élaborer des systèmes complémentaires.
En outre, il a été souligné au cours de cette conférence que la radioprotection professionnelle dans
le cadre du cycle du combustible nucléaire a reçu
une attention plus grande que la radioprotection
professionnelle dans d’autres domaines. Le contrôle
de la radioexposition professionnelle a été essentiellement régi par le principe d’optimisation ALARA
qui fait partie à présent de la planification normale
des tâches et va pour ainsi dire de soi. Les résultats
obtenus au cours des dernières décennies en ce
qui concerne la réduction de tous les indicateurs –
doses moyennes, doses collectives par unité d’énergie produite et nombre de travailleurs recevant des
doses individuelles élevées – ont été précisément
étudiés. Les bases de données et mécanismes internationaux, comme les réseaux ISOE et ALARA, sont
très importants pour le maintien de cette situation.
Le contrôle de l’exposition des travailleurs itinérants et des sous-traitants reste une préoccupation
à juste titre.
Protection radiologique au 21ème siècle
La Commission internationale de protection
radiologique (CIPR) a récemment lancé un vaste
programme de consultations dans le but de réunir
des concepts, des idées et des points de vue sur la
manière de gérer la protection radiologique au
début du 21ème siècle. L’AEN, par l’intermédiaire
de son Comité de protection radiologique et de
santé publique (CRPPH), a entretenu un dialogue
avec la CIPR au cours des dernières années afin
de participer activement à l’élaboration de nouvelles idées et démarches qui permettraient au système
de protection radiologique accepté au niveau
international de mieux correspondre aux besoins
des décideurs, autorités de sûreté et praticiens. En
ce qui concerne la radioprotection professionnelle,
l’AEN lancera – par le biais du réseau ISOE – un
débat avec les radioprotectionnistes qui examinent
dans les installations nucléaires les incidences de
toute nouvelle recommandation sur la protection
des travailleurs.
Sur le plan de la gestion de l’exposition professionnelle, le système actuel de radioprotection semble
fonctionner relativement bien et ne nécessiter
aucune modification importante. Néanmoins, il faut
veiller, en faisant évoluer le système, à consacrer
une attention particulière aux travailleurs les plus
exposés, par exemple les travailleurs migrants, les
■ Protection radiologique du personnel contre les rayonnements ionisants
professions médicales et le personnel de démantèlement. Ce faisant, on estime qu’un niveau standard de protection, concerté et d’envergure mondial
(dose limite), est essentiel si l’on veut que le système soit crédible. Ce niveau doit correspondre à
un risque comparable à celui des autres industries.
L’optimisation, en tant que principe important de
radioprotection, est le principal instrument de
réduction efficace de la dose. Certains craignent
que le concept bien établi d’optimisation des doses
en vue de les faire parvenir au niveau le plus bas
que l’on peut raisonnablement atteindre (ALARA)
ne s’affaiblisse dans le futur système.Tout système
futur de radioprotection, quel qu’il soit, devra se
pencher sur le problème non traité de la gestion
appropriée de la radioexposition professionnelle
au rayonnement naturel.
Problèmes pratiques de radioprotection
professionnelle
Le troisième atelier européen ISOE sur la gestion
de la radioexposition professionnelle dans les
centrales nucléaires, qui s’est déroulé en avril 2002
à Portoroz en Slovénie, était consacré aux différents
aspects de la gestion des programmes de réduction
de la radioexposition professionnelle. Trois grands
sujets ont été abordés.
● L’incidence de la déréglementation sur la
radioexposition professionnelle – En ce qui
concerne l’incidence de la déréglementation sur
la radioprotection dans les installations nucléaires, les spécialistes ont reconnu que :
- La gestion devrait être davantage axée sur les
effets possibles de la réduction des effectifs
de radioprotection.
- Les autorités de sûreté devraient négocier avec
les centrales nucléaires les effectifs minimums
du personnel de radioprotection et de sûreté
indispensables pour maintenir le niveau approprié de protection radiologique.
- Les compagnies d’électricité doivent continuer
à régulièrement investir dans la radioprotection
et la culture de sûreté.
● Définition d’objectifs et d’indicateurs de radioprotection – L’établissement d’objectifs et d’indicateurs de radioprotection est un outil important de
gestion, et cela d’autant plus au vu des pressions
engendrées par la concurrence et la déréglementation. Les objectifs doivent être mesurables,
réalistes et ambitieux. Ils doivent être communiqués à toutes les parties intéressées et correspondre aux objectifs à long terme définis par la
direction. Tout écart par rapport à un objectif
devra nécessiter une mesure de suivi appropriée.
Définition et utilisation des contraintes de
dose – Outre les objectifs et les indicateurs de
radioprotection cités ci-dessus, des contraintes de
dose sont établies comme outil d’optimisation
de la protection des travailleurs, par exemple
pour la planification des tâches. L’harmonisation
des contraintes de dose pourrait faciliter l’optimisation de la protection radiologique des soustraitants et des travailleurs itinérants.
En janvier 2003, le Symposium international
ALARA s’est déroulé à Orlando en Floride, ÉtatsUnis. Après un débat d’une demi-journée sur
l’avenir général de la radioprotection, la conférence
s’est concentrée sur les applications pratiques
d’ALARA et les enseignements qui en ont été tirés.
Les exposés et le débat ont essentiellement porté
sur l’expérience actuelle et passée de l’inspection,
de la réparation et du remplacement du couvercle
de la cuve du réacteur. Le problème de la détérioration du couvercle de la cuve du réacteur illustre
parfaitement les possibilités de diffusion rapide de
l’expérience des bonnes et mauvaises pratiques de
radioprotection du Système d’échange d’informations ISOE.
●
Les défis à relever
ISOE est essentiellement utilisé par les radioprotectionnistes – pour qui le système a été créé et
conçu à l’origine – qui travaillent dans les installations nucléaires ou dans les autorités de sûreté
nationales. Pour accroître la visibilité d’ISOE, il faudrait assurer la promotion du système à un niveau
plus élevé de responsabilité pour qu’il puisse
bénéficier d’un plus large soutien. Dans ce même
contexte, un autre problème important pour l’avenir
d’ISOE est la mise en place de liaisons avec d’autres
organisations internationales, comme l’Association
mondiale des exploitants de centrales nucléaires
(WANO).
Conclusions
Le Système international d’information sur la
radioexposition professionnelle est un programme
unique d’envergure mondial qui permet d’examiner, d’encourager et de coordonner des activités
internationales menées en coopération pour
assurer la protection radiologique du personnel
dans les centrales nucléaires. Pour les centrales
nucléaires, ISOE se révèle extrêmement utile à la
diffusion d’informations, d’exemples de bonnes
pratiques et d’enseignements tirés de l’expérience.
Des systèmes similaires pourraient être élaborés
dans d’autres domaines de la radioprotection
professionnelle. ■
17
P. Smith, P. de Preter, S. Voinis*
Sûreté des dépôts en
formations géologiques
après fermeture :
Comment traiter les échéances ?
L
es dépôts en formations géologiques sont
implantés, construits et exploités de façon
à protéger l’homme et l’environnement des
effets nocifs potentiels des déchets radioactifs. Plus difficile, cette protection, ils doivent
l’assurer après leur fermeture et sur des durées qui
dépassent largement les échéances que l’on considère normalement dans la plupart des projets techniques, à savoir sur des milliers d’années, voire un
million d’années. Cette exigence est inscrite dans
des recommandations internationales et bien des
réglementations nationales.
Pour garantir cette protection, les dépôts sont
aménagés à de grandes profondeurs, là où les
déchets sont isolés de l’environnement humain.
On choisit, par ailleurs, des sites et conceptions
de dépôts qui offrent des barrières passives très
efficaces contre le relâchement et la migration de
la radioactivité, de sorte que la radioactivité qui
pourrait éventuellement atteindre l’environnement
humain soit très faible.
L’optimisation sous contrainte est la méthode
reconnue pour parvenir à un site et une conception
satisfaisants 1 . Les réglementations définissent le
processus à suivre pour assurer cette protection
grâce à l’optimisation de la conception et à des
pratiques rationnelles de gestion et d’ingénierie.
Elles établissent aussi les conséquences maximales
acceptables en termes de critères de dose ou de
risque pour des individus hypothétiques appartenant aux générations futures. Le choix du site,
la conception et la mise en œuvre de l’aménagement procèdent par étapes. À chaque étape, il faut
18
établir un dossier de sûreté à l’appui de la décision et de toute demande d’autorisation éventuelle.
Plusieurs processus et événements divers peuvent jouer sur l’évolution du dépôt et son environnement et, par là-même, sur le confinement ou le
relâchement de radioactivité et sa migration à la
surface. Ces processus et événements interviennent sur des durées qui vont de quelques dizaines
ou centaines d’années, pour des processus transitoires liés, par exemple, à la resaturation du dépôt
et de son voisinage immédiat après sa fermeture,
à des millions d’années pour ce qui est des évolutions de l’environnement géologique. La figure cidessous fournit un exemple de division du temps
en nombre de phases, ou cadres temporels, utilisés
pour les besoins des études de sûreté. Elle fait
ressortir, pour chaque intervalle de temps, les
phénomènes ou « fonctions de sûreté » traités dans
le dossier de sûreté. Dans cet exemple, une
« fonction latente » est une fonction qui n’est assurée
que si d’autres fonctions de sûreté font (inopinément) défaut. Une fonction de réserve est une
fonction susceptible de renforcer la sûreté, mais
sur laquelle on ne peut compter vraiment, dans un
intervalle de temps donné, tant l’incertitude est
grande.
* M. Paul Smith ([email protected]) est consultant à l’AEN ;
M. Peter de Preter ([email protected]) travaille à l’ONDRAF
en Belgique ; Mme Sylvie Voinis ([email protected]) est
membr e de la Division de la pr otection radiologique et de la
gestion des déchets radioactifs de l’AEN.
■ Sûreté des dépôts en formations géologiques après fermeture
10 0
[années]
phase opérationnelle
10 2
10 3
phase thermique
10 6
10 4
phase
d'isolation
confinement physique (C1 + C2)
réserve
fonctions latentes
résistance à la
lixiviation (R1)
phase géologique
Exemple, émanant de l’ONDRAF, des quatre
phases de l’évolution normale d’un dépôt
de déchets de haute activité et des fonctions
de sûreté à long terme correspondantes. Les
deux premières fonctions de sûreté peuvent
être divisées en deux sous-fonctions. Pour
la fonction « confinement physique », par
exemple, qui a pour but d’éviter le relâchement
de radioactivité de la matrice de déchets, les
deux sous-fonctions sont : « étanchéité » (C1)
et « limitation des arrivées d’eau » (C2).
réserve
diffusion et rétention (R2)
fonction latente
dilution et dispersion (D)
limitation de l'accessibilité (L)
Les études de sûreté doivent également déterminer si le relâchement de radioactivité peut avoir
des conséquences qui dépassent les objectifs fixés
par la réglementation. Pour vérifier que les critères
de dose et de risque sont respectés, il faut faire
des hypothèses concernant les habitudes des groupes qui pourraient être exposés (par exemple, leur
régime alimentaire, leur mode de vie et la façon
dont ils exploitent les sols), des facteurs qui peuvent
évidemment évoluer en quelques années seulement.
La diversité des échelles de temps à prendre en
compte pose une série de questions liées à la
méthodologie et à la présentation des études de
sûreté, notamment :
● Est-il vraiment nécessaire de défendre un dossier
de sûreté portant sur des durées d’un million
d’années, voire plus ?
● Dans l’affirmative, quelle est la prévisibilité de
l’évolution du dépôt et de son environnement
sur de telles durées ?
● De quels types d’arguments dispose-t-on pour
intégrer les changements et incertitudes inévitables étant donné les échéances considérées ?
● Comment les préoccupations du public influentelles sur le type d’arguments utilisés à différents
moments ?
Tous les programmes nationaux sont concernés
par ces problèmes. C’est pourquoi le Groupe intégré pour l’établissement du dossier de sûreté (IGSC,
créé par l’Agence de l’OCDE pour l’énergie nucléaire) a décidé d’organiser un atelier intitulé « Sûreté
des dépôts après fermeture : comment traiter les
échéances ? » qui s’est tenu à Paris du 16 au 18 avril
2002 à l’invitation de l’Institut de radioprotection et
de sûreté nucléaire (IRSN). L’AEN a préparé une
synthèse de cet atelier publiée avec les actes de la
réunion 2. En voici un résumé.
Échéance pour le dossier de sûreté
L’éthique veut que les générations futures bénéficient du même niveau de protection de l’homme
et de l’environnement qu’aujourd’hui. Cela suppose
d’évaluer les répercussions sur la sûreté de la présence d’un dépôt aussi longtemps que les déchets
●
présentent un danger potentiel. Or il n’existe aucun
argument scientifique ou éthique qui justifie d’appliquer une limite à la période considérée dans
les évaluations de la sûreté. Les échelles de temps
considérables qui sont effectivement prises en
compte dans ces études sont déterminées par la
période radioactive finie, bien que parfois très longue, de certains isotopes contenus dans les déchets
et par la grande efficacité avec laquelle les dépôts
en formations géologiques sont censés retenir la
radioactivité. Les études de la sûreté des dépôts
en formations géologiques s’intéressent surtout aux
périodes éloignées où les relâchements peuvent
se produire.
Qualité intrinsèque du site et de la conception
et limite de prévisibilité
Les études de sûreté cherchent avant tout à
établir la qualité intrinsèque du site et de la conception. La sûreté d’un dépôt dépend principalement des qualités des matériaux ouvragés et de
l’environnement géologique, y compris de leur
prévisibilité sur de longues périodes ; c’est pourquoi ces caractéristiques doivent être mises en évidence dans les dossiers de sûreté. Pour ce qui est
de l’environnement géologique, ce sont souvent
les observations et les mesures effectuées in situ qui
permettent de conclure à sa stabilité et à l’existence
de conditions favorables. Plus généralement, les
arguments fondés sur la thermodynamique, la cinétique, les bilans massiques et la paléohydrogéologie peuvent intervenir. La faisabilité de principe
d’un stockage géologique sûr peut également se
fonder sur l’existence d’analogues naturels, notamment des dépôts d’uranium naturel.
Un autre aspect de la qualité intrinsèque du site
et de la conception de la plupart des dépôts tient
aux barrières et processus multiples qui contribuent
à la sûreté, ce que l’on appelle le concept « multibarrières » et/ou « multifonctions ». À mesure qu’évoluent avec le temps les conditions dans le dépôt et
son environnement, certains composants peuvent
cesser d’assurer des fonctions, et de nouvelles
fonctions prendre la relève.
●
19
Sûreté des dépôts en formations géologiques après fermeture ■
Pourtant, il y va de la crédibilité des scientifiques
mais aussi des autres parties prenantes, de tenir
compte des limites de la prévisibilité du comportement du dépôt et de son environnement tant dans
la réglementation que dans les dossiers de sûreté.
Arguments démontrant la sûreté à différents
horizons temporels
Pour construire un dossier de sûreté convaincant, il est utile de recourir à de multiples raisonnements reposant sur une diversité d’arguments et
d’indicateurs de performance et de sûreté variant
avec les échelles de temps considérées et, pour
certains, plus qualitatifs. De plus en plus, les études
de sûreté intègrent l’éventail complet d’arguments
en faveur de la sûreté ainsi que les indicateurs de
sûreté et de performance qui peuvent être utilisés
en complément des critères de doses ou de risque ;
les consignes concernant leur utilisation se multiplient dans la réglementation.
Comme nous l’avons vu, il est donc possible
d’avancer des conclusions bien étayées concernant
les conséquences radiologiques sur une longue
période à condition que le dépôt soit bien conçu
et que l’on ait sélectionné un site géologiquement
stable satisfaisant. Pourtant, pour les périodes où la
stabilité de l’environnement géologique n’est plus
garantie, une évaluation moins rigoureuse des
conséquences radiologiques pourrait suffire du fait
de la forte diminution de la radiotoxicité des déchets
qui sera alors intervenue.
●
Approches stylisées
Étant donné les évolutions probables des sociétés
humaines, des technologies et de l’environnement
en surface, pour l’essentiel impossibles à prévoir
sur les périodes considérées dans les évaluations
de la sûreté, la communauté internationale s’accorde
à penser que les doses et risques radiologiques calculés pour d’hypothétiques communautés humaines
ayant des habitudes et des technologies analogues
à celles que nous connaissons aujourd’hui sont des
indicateurs valables de la sûreté d’un dépôt. En
général, on applique couramment des approches
stylisées pour prendre en compte l’évolution de
l’environnement en surface et la nature des comportements humains futurs. Ces approches supposent que l’on définisse un éventail « d’illustrations crédibles » ou de « situations stylisées », par
exemple pour décrire les différentes situations
climatiques possibles, des pratiques agricoles et
des voies d’exposition, et que l’on analyse les doses
ou risques résultants pour des groupes critiques
hypothétiques. Cette manière de procéder permet
d’éviter de se perdre en conjectures sur des sujets
qui, de toute manière, n’ont pas à intervenir dans
les décisions concernant la construction de dépôts.
●
20
Indicateurs de sûreté et de performance
complémentaires
Le fait d’utiliser la dose et le risque comme principaux indicateurs de sûreté n’interdit pas de
recourir à d’autres indicateurs de sûreté ou de performance. Cela permet, au contraire, de surmonter
l’obstacle que représente la faible prévisibilité de
l’évolution de l’environnement en surface et, à
beaucoup plus long terme, celle de l’environnement
géologique. Ces indicateurs constituent des
arguments complémentaires à l’appui de la sûreté
du dépôt si l’on parvient à s’entendre sur des
valeurs ou critères de référence. Les systèmes naturels peuvent souvent fournir les données nécessaires à la définition de ces valeurs ou critères.
Ces arguments fondés sur des indicateurs complémentaires sont parfois plus accessibles au non
spécialiste que ceux qui reposent principalement
sur les calculs de dose ou de risque. Qui plus est,
même si l’on s’adresse a un public averti, la présentation des doses ou des risques en fonction du
temps ne suffit pas à faire passer le message que les
dépôts en formations géologiques garantissent un
niveau de sûreté suffisant. Ces indicateurs ont
tendance, en effet, à attirer l’attention sur les faibles
rejets qui risquent un jour de se produire, plutôt
que sur le fait que la radioactivité reste pour l’essentiel confinée dans le dépôt et son environnement immédiat où elle décroît. Par conséquent, il
peut être intéressant de compléter les courbes des
doses ou risques en fonction du temps par des courbes ou tableaux d’indicateurs illustrant de manière
plus immédiate le comportement des différentes
barrières, et combinaisons de barrières, du dépôt.
●
Répondre aux préoccupations du public
Quelles que soient les échéances considérées,
les documents destinés au public doivent mettre
en évidence les arguments susceptibles de le convaincre. La présentation de dossiers de sûreté couvrant une période de quelques centaines d’années
après la mise en place des déchets mérite néanmoins une attention particulière, si l’on insiste sur
le fait que, dans la plupart des concepts de dépôt,
aucune libération de radioactivité ne devrait survenir sur cette durée. La surveillance exercée pendant la phase opérationnelle et la période immédiatement consécutive à la fermeture peut avoir un
effet positif sur la confiance du public. ■
●
Notes
1. CIPR, Radiation Protection Recommendations as Applied to
the Disposal of Long-lived Solid Radioactive Waste, Publication
de la CIPR N°82, Pergamon Press, Oxford et New York, 2000.
2. AEN, The Handling of Timescales in Assessing Post-closure
Safety of Deep Geological Respository, Actes de l’atelier, Paris,
France, 16-18 avril 2002, OCDE, Paris, 2002.
C. Nordborg*
Coopération
internationale
sur l’évaluation
des données nucléaires
L
es données nucléaires jouent un rôle
fondamental dans tous les calculs et simulations nécessaires à la conception et à
l’exploitation des installations nucléaires.
La précision et la fiabilité de ces données revêtent
une importance cruciale, non seulement au stade
de la conception, mais également lors du calcul
des marges de sûreté. Des données nucléaires très
précises peuvent contribuer à une meilleure prévision des paramètres de performance du réacteur
et du combustible, d’où la possibilité de réaliser
des gains économiques significatifs tout en maintenant des marges de sûreté rigoureuses.
Toutefois, la grande quantité de données nucléaires détaillées disponibles, qu’elles proviennent de
calculs théoriques ou d’expériences, est difficile
à utiliser directement dans les applications nucléaires. En outre, les données fondamentales ne sont
pas toujours cohérentes et elles doivent faire l’objet
d’une analyse critique pour parvenir à des valeurs
susceptibles d’être utilisées avec confiance. Ce travail de « condensation » de grandes quantités de
données nucléaires dans ce qu’il est convenu d’appeler des bibliothèques de données évaluées est
effectué par des évaluateurs, qui sont généralement
* M. Claes Nordborg ([email protected]) est Chef de la Section
des sciences nucléair es de l’AEN.
des physiciens ayant une expérience aussi bien
pratique que théorique.
Il existe à travers le monde une poignée de
projets importants concernant l’évaluation des
données en vue d’applications dans l’énergie
nucléaire. Les plus importants dans la zone de
l’OCDE sont les suivants :
● le projet américain intitulé Evaluated Nuclear
Data File (ENDF) ;
● le Projet européen de fichiers conjoints de données évaluées sur la fission et la fusion (JEFF) ;
● le projet japonais intitulé Japanese Evaluated
Nuclear Data Library (JENDL).
Par ailleurs, des projets analogues sont menés
en Russie (Projet BROND) et en Chine (projet
CENDL). L’Agence internationale de l’énergie atomique (AIEA) a également créé une bibliothèque
de données nucléaires évaluées spécialement
consacrée aux applications de la fusion nucléaire :
la bibliothèque FENDL.
Contexte
En 1989, l’Agence de l’OCDE pour l’énergie
nucléaire (AEN) a donné le coup d’envoi à une
activité en collaboration entre les trois grands projets d’évaluation des données nucléaires mentionnés ci-dessus, à savoir les projets ENDF, JEF/EFF
et JENDL. Le groupe créé à cette occasion a reçu
le nom de Groupe de travail sur la coopération
21
Coopération internationale sur l’évaluation des données nucléaires ■
internationale pour l’évaluation (WPEC). Le
principal motif du lancement de cette entreprise en
coopération était l’insuffisance des effectifs
disponibles dans le cadre de chaque projet
individuel pour pouvoir apporter aux bibliothèques de données toutes les améliorations dont
elles avaient besoin.
La possibilité de fusionner les projets a été
envisagée, mais elle a été écartée pour des raisons
tenant à la géographie, au financement, ainsi
qu’aux objectifs et aux calendriers des programmes. On a cependant reconnu les avantages d’une
coopération renforcée. Chaque projet a accepté
de mettre ses propres évaluations à la disposition
des autres et de fournir des informations au sujet
des nouvelles évaluations entreprises et prévues.
On a pu ainsi éviter aux petites équipes d’évaluation disponibles de recommencer des travaux
déjà effectués ailleurs ; la convergence des bibliothèques de données a été considérée comme un
objectif ultime.
En 1991, le WPEC a décidé d’autoriser des
observateurs n’appartenant pas à des pays de
l’OCDE à se joindre à ses travaux. Les projets
invités ont été le projet FENDL de l’AIEA, le projet
russe BROND et le projet chinois CENDL. L’AIEA
soutient la participation de ces projets d’évaluation
par des pays extérieurs à la zone de l’OCDE.
Le Groupe de travail cherche en premier lieu à
évaluer et à améliorer la qualité et l’exhaustivité
des différentes bibliothèques de données et à choisir des problèmes communs d’évaluation de données nucléaires en suspens dont la résolution pourrait être facilitée par un effort conjoint. Les sujets
retenus sont étudiés de façon approfondie au sein
de sous-groupes techniques.
Le WPEC contribue activement à fédérer les activités. Il apporte une motivation aux participants
qui travaillent de concert à la réalisation d’objectifs
d’intérêt commun, tout en facilitant l’échange
d’informations techniques entre spécialistes. Les
résultats des calculs repères sont communiqués à
l’ensemble des membres du WPEC. Ils fournissent
des informations précieuses lorsqu’il s’agit de
déterminer les données à améliorer en priorité.
Organisation
Le Groupe de travail sur la coopération internationale pour l’évaluation des données nucléaires
se compose de 16 membres, quatre pour chaque
région participante, selon le schéma ci-dessous.
Le Groupe de travail se réunit annuellement pour
examiner les progrès accomplis dans chaque projet
d’évaluation et pour évaluer les besoins communs
en matière d’amélioration des données nucléaires.
La présence voulue d’au moins un expérimentateur
dans chacun des projets d’évaluation témoigne de
l’importance accordée à la mesure des données
nucléaires.
Les données nucléaires qui requièrent des améliorations donnent lieu à la mise en œuvre d’efforts
conjoints d’évaluation et/ou de mesures. Le travail
est effectué dans des sous-groupes spécialisés,
composés d’experts venant des différents projets
d’évaluation. Les résultats obtenus par ces sousgroupes paraissent dans des rapports publiés par
l’AEN.
Le Groupe de travail sur la coopération internationale
pour l’évaluation des données nucléaires
Europe
Japon
États-Unis
(Projet JEFF)
4 membres
(Projet JENDL)
4 membres
(Projet ENDF)
4 membres
Sous-groupe 1
22
Sous-groupe 2
Sous-groupe 3
Non-OCDE
(AIEA, Russie, Chine)
4 membres
(par le biais de l’AIEA)
Sous-groupe n
■ Coopération internationale sur l’évaluation des données nucléaires
Réalisations passées
Activités en cours
Depuis la création du WPEC, 15 groupes d’experts au total ont achevé leurs travaux et publié
leurs résultats. On trouvera dans le tableau cidessous la liste complète des titres. Des exemplaires imprimés de ces rapports sont disponibles
gratuitement (sous réserve de disponibilité) sur
Les activités en cours sont divisées en activités
à long terme, traitant de questions plus essentielles
ou fondamentales, et en activités à court terme
visant à résoudre des problèmes de données spécifiques. Les sections ci-dessous donnent un aperçu
des activités du WPEC en cours.
Activités à long terme
Codes de calcul de modèles nucléaires
Plusieurs groupes de recherche différents travaillent actuellement à l’élaboration de codes modernes de modèle statistique, principalement destinés
au calcul de données nucléaires aux énergies intermédiaires (~20-300 MeV). Ces groupes coopèrent
dans le cadre d’un sous-groupe du WPEC, tant en
ce qui concerne l’échange de modules de codes
que les comparaisons entre codes. On peut trouver
de plus amples renseignements au sujet des
activités de ce sous-groupe à l’adresse www.
nndc.bnl.gov/nndcscr/model-codes/modlibs/.
●
Vol.
1.
2.
3.
4.
5.
6.
7.
8.
9.
10.
11.
12.
13.
14.
15.
16.
17.
18.
Titre
Comparison of Evaluated Data for Chromium-52,
Iron-56 and Nickel-58 (1996).
Generation of Covariance Files for Iron-56 and Natural
Iron (1996).
Actinide Data in the Thermal Range (1996)
238U Capture and Inelastic Cross-sections (1999).
Plutonium-239 Fission Cross-section Between 1 and
100 keV (1996).
Delayed Neutron Data for the Major Actinides (2002).
Nuclear Data Standards (À paraître).
Present Status of Minor Actinide Data (1999).
Fission Neutron Spectra (À paraître).
Evaluation Method of Inelastic Scattering Cross-sections
for Weakly Absorbing Fission-product Nuclides (2001).
À attribuer.
Nuclear Models to 200 MeV for High-energy Data
Evaluations (1998).
Intermediate Energy Data (1998).
Processing and Validation of Intermediate Energy
Evaluated Data Files (2000).
Cross-section Fluctuations and Self-shielding Effects
in the Unresolved Resonance Region (1996).
Effects of Shape Differences in the Level Densities of
Three Formalisms on Calculated Cross-sections (1998).
Status of Pseudo-fission-product Cross-sections for Fast
Reactors (1998).
Epithermal Capture Cross-section of 235U (1999).
demande auprès des
services de données
nucléaires de la Banque
de données de l’AEN
ou via l’adresse électronique générique suivante : [email protected]. Les
rapports sont également
accessibles sur la page
d’accueil www.nea.fr/
html/science/wpec/. Un
CD-ROM des rapports
cités dans le tableau est
également disponible.
Formats et traitement
Les données nucléaires évaluées sont stockées
dans un format bien défini, appelé le format ENDF,
pour permettre aux codes d’application de lire les
données sans ambiguïté. Le format a été mis au
point par le Cross Section Evaluation Working
Group (CSEWG) des États-Unis, qui en assure également la gestion. Cependant, comme le format
est utilisé universellement, le WPEC a estimé
qu’une coordination internationale des réactions
des utilisateurs serait utile. Il a donc été décidé
de créer un sous-groupe chargé de collecter, d’analyser et de transmettre au CEWG des projets de
nouveaux formats soumis par la communauté
internationale. Un certain nombre de corrections
et de propositions visant les programmes de service et de traitement ENDF sont transmis par l’intermédiaire du sous-groupe du WPEC et des
propositions de modifications ou de prolongements au format ENDF sont collectées.
●
Liste de demandes prioritaires de données
nucléaires
La « Liste de demandes prioritaires de données
nucléaires » est un récapitulatif des demandes de
données nucléaires exprimées pour différents
domaines d’application. La liste contient des demandes émanant d’Europe, du Japon, des États-Unis,
de Russie et de Chine. Elle vise à fournir des orientations aux responsables de la planification des
mesures ou des programmes d’évaluation ou de
recherches théoriques dans le domaine nucléaire.
●
23
Coopération internationale sur l’évaluation des données nucléaires ■
Chaque demande contient des informations concernant la quantité, le domaine d’énergie et la précision requise, ainsi que le nom du pays demandeur et le degré de priorité de la demande. Les
demandes sont regroupées par domaines d’application, par exemple la technologie des réacteurs
à fission, les applications médicales et industrielles
et la technologie de la fusion, mais des recherches
ciblées des demandes peuvent également être
effectuées car les informations sont stockées dans
une base de données accessible directement en
ligne à l’adresse www.nea.fr/html/dbdata/hprl/.
Les membres du sous-groupe revoient la liste en
permanence et proposent des ajouts, modifications
et éliminations lors des réunions annuelles du
WPEC.
Activités à court terme
Normes pour les données nucléaires
Les normes pour les données nucléaires sont
un ensemble de données concernant quelques
réactions nucléaires spécifiques, utilisées par les
expérimentateurs qui effectuent des mesures
relatives à ces normes. Les évaluateurs de données
nucléaires appliquent ces normes aux informations
disponibles pour assurer une cohérence dans les
fichiers de données évaluées. Il importe que les
normes applicables aux données nucléaires soient
acceptées au plan international pour garantir que
tous les projets d’évaluation se réfèrent à la même
base. La dernière évaluation complète de ces
réactions standard remonte à une quinzaine d’années. Compte tenu de la somme d’informations
●
nouvelles disponible au sujet de ces normes, le
WPEC a chargé un Groupe d’experts de réévaluer
les normes relatives aux principales données. Ce
Groupe d’experts travaille en collaboration étroite
avec un projet de recherche coordonnée sur les
évaluations des normes récemment mis en oeuvre
sous les auspices de l’AIEA.
●
Spectres de neutrons de fission
À la suite d’un examen des écarts observés entre
les données microscopiques et macroscopiques
pour le spectre des neutrons de fission du 235U
aux énergies thermiques, il a été décidé de créer
un sous-groupe chargé d’élucider cette incohérence. Le sous-groupe a dépouillé un grand nombre de mesures différentielles et intégrales et une
nouvelle matrice du spectre des neutrons de fission
instantanés a été calculée pour le système n + 235U.
La comparaison de ce nouveau spectre de fission
avec les données expérimentales a donné de bons
résultats. Le rapport de ces travaux devrait être
publié vers le milieu de l’année 2003.
Sections efficaces d’activation
Le sous-groupe sur les mesures des sections
efficaces d’activation par neutrons depuis le seuil
jusqu’à 20 MeV, pour la validation des modèles
nucléaires et de leurs paramètres, a été lancé au
début de 2001. L’objectif premier est d’affiner les
calculs des modèles nucléaires en comparant ces
calculs théoriques avec des données expérimentales récentes et nouvellement mesurées. Le
Groupe mesurera un grand nombre de sections
efficaces d’activation induite par neutrons et
validera des modèles statistiques de noyaux en
●
Rapport d'embranchement
1
ENDF/B-VI
Weston et Todd
Hambsch et al. résultats préliminaires
0.1
10
100
1000
Énergie (keV)
Le graphique ci-dessus du rapport d’embranchement 10B (n,α) donne un exemple
de données nouvelles, en l’occurrence préliminaires, qui montre la nécessité de
revoir les évaluations antérieures des normes, plus particulièrement aux environs
et au-dessus de 100 keV.
24
■ Coopération internationale sur l’évaluation des données nucléaires
pré-équilibre utilisés dans un certain nombre de
codes. Le rapport final devrait paraître en 2003.
Évaluation et traitement des données
de covariance
La possibilité d’introduire des informations
relatives à l’incertitude (covariance) dans les
fichiers de données évaluées n’est pas nouvelle.
Cependant, elle n’a pas toujours été pleinement
exploitée par les évaluateurs. Ce sous-groupe créé
au printemps 2001 a reçu pour mandat de recommander des méthodes d’évaluation et une présentation appropriée des données concernant les
informations relatives à l’incertitude et d’élaborer
des lignes directrices pratiques sur les modalités de
traitement des informations sur la covariance dans
les bibliothèques de données évaluées. Le sousgroupe réalisera des fichiers sur les incertitudes
concernant quelques isotopes importants pour
illustrer les méthodes et les formats proposés. Le
rapport final devrait paraître au début 2004.
●
Évaluation des sections efficaces neutroniques
pour l’ensemble des produits de fission
La nécessité reconnue d’évaluer la qualité des
évaluations des sections efficaces neutroniques
pour l’ensemble des produits de fission a conduit
à la création, au printemps de 2001, d’un sousgroupe chargé de comparer les évaluations des
produits de fission contenus dans les principales
bibliothèques de données évaluées. Les activités
comprendront des comparaisons graphiques et une
étude des principes physiques et des méthodes
utilisés dans les évaluations. Des recommandations
devraient être formulées pour dégager les évaluations jugées les plus satisfaisantes. Le rapport final
devrait être publié à la fin 2003 ou au début 2004.
●
Données nucléaires pour des prévisions plus
précises de la réactivité des REO à uranium
faiblement enrichi
Il ressort d’études de validation approfondies
des fichiers existants de données évaluées pour
235 U que les nouvelles évaluations améliorent
sensiblement de nombreux aspects des calculs
relatifs aux réacteurs. Cependant, il a été également
démontré que si l’on utilise ce nouvel ensemble de
données nucléaires, les prévisions de la réactivité
concernant les réacteurs à eau ordinaire à uranium faiblement enrichi sont sensiblement sousestimées. Des études de validation intégrale ont
fait apparaître un écart qui semble excessif entre
les informations différentielles et intégrales concernant la capture en résonance par 238U. Le sousgroupe du WPEC est chargé d’étudier ce phénomène. Les évaluateurs de données nucléaires et
les spécialistes de la physique des réacteurs seront
●
étroitement associés dans l’exécution de ces
travaux.
Perspectives d’avenir
Le WPEC continuera d’organiser des actions
conjointes sur les problèmes communs posés par
l’évaluation des données nucléaires. Ces efforts
en coopération jouent un rôle de plus en plus
déterminant car les ressources à la disposition des
projets participants sont toutes en diminution.
Les efforts engagés dans les trois activités à long
terme en cours se poursuivront : Codes de calcul
de modèles nucléaires, Formats et traitement et
Liste de demandes prioritaires de données nucléaires. Le WPEC s’attachera également à stimuler
les échanges d’informations et à promouvoir la
coopération entre les laboratoires impliqués dans
la mesure des données nucléaires.
De nombreux domaines d’application de l’énergie nucléaire ont besoin de données plus précises.
Ainsi, la prolongation prévue de la durée de vie
des réacteurs nucléaires nécessitera des données
plus fiables concernant la dégradation des matériaux de structure imputable aux rayonnements ;
l’emploi de combustible nucléaire à taux de combustion élevé exigera des données plus exploitables concernant les actinides les plus lourds et les
produits de fission. En outre, des améliorations
sont encore nécessaires s’agissant des principaux
actinides tels que 235U, 238U et 239Pu.
Les besoins de données sont également très aigus
dans d’autres domaines d’application tels que la
transmutation des déchets nucléaires, la production
d’isotopes médicaux et l’astrophysique.
Conclusion
Le Groupe de travail de l’AEN sur la coopération
internationale pour l’évaluation est une instance
privilégiée pour l’échange d’informations sur les
améliorations requises concernant les bibliothèques de données nucléaires évaluées utilisées dans
tous les domaines d’application de l’énergie nucléaire. Il s’agit en priorité de relever les principales
incohérences dans les bibliothèques existantes de
données évaluées et d’éliminer ces incohérences
dans des groupes d’experts spécialement créés à
cette fin. À long terme, l’objectif est de parvenir à
une convergence des bibliothèques de données
évaluées. Cet effort en coopération est très fructueux. Il a permis de résoudre plusieurs problèmes
de première importance concernant les données
nucléaires et a abouti à la publication de 15 rapports
à l’appui des études entreprises en commun. ■
25
Nouvelles brèves
Parution de la nouvelle version du logiciel JANIS
(services d’information en données nucléaires
sous Java)
L’
une des principales missions de la Banque de
données de l’OCDE/AEN est de mettre des
données de physique nucléaire à la disposition
de ses utilisateurs dans l’industrie, les universités
et les laboratoires de recherche. Les moyens utilisés
pour offrir ces services ont fortement évolué au
cours du temps : le support papier du départ (les
manuels étaient communément appelés « Barn
books » dans les années 60 et 70) a été remplacé
par une série de produits électroniques, fruits des
derniers développements dans les technologies
de l’information. Au cours des dix dernières
années, ces services ont suivi deux voies parallèles,
à savoir l’utilisation d’Internet et la diffusion de
logiciels spécialisés. Chaque approche a ses
avantages. Ainsi, Internet permet à l’utilisateur de
Un exemple de JANIS : Comparaison des
sections efficaces ponctuelles et multigroupes
Caractéristiques de la première
version de JANIS
L’utilisateur de JANIS 1.0 pouvait consulter des
données évaluées et reconstruites – données de
décroissance, rendements de fission et données
d’interaction nucléaire (sections efficaces, multiplicités, incertitudes, paramètres de résonances,
distributions en énergie, distributions angulaires
et distributions en angle et en énergie corrélés)
– ainsi que données expérimentales (EXFOR). Ces
données pouvaient être visualisées sous forme de
textes, tableaux et graphiques. Ce logiciel était
doté d’outils de navigation puissants et notamment de fonctions de recherche et comportait des
outils de manipulation des données (calcul,
pondération…).
Nouvelles caractéristiques
La nouvelle version contient des données supplémentaires : il s’agit notamment des données d’activation, qui décrivent la production de matières
radioactives, des données de production de photons (sections efficaces, multiplicités et distributions en angle et en énergie) et des données
bibliographiques (CINDA). Les données sont à
présent structurées dans une base de données
relationnelle et la connectivité est assurée par le
biais d’une interface entre l’utilisateur et des
bases de données locales et distantes. Les possibilités de calcul ont été augmentées pour permettre
la combinaison de divers types de données (sections efficaces, distributions en énergie et en
angle…).
26
Nouvelles brèves, AEN Infos 2003 – N° 21.1
consulter des bases de données centralisées (et
donc mises à jour). Néanmoins, l’affichage des
données est limité par les potentialités des pages
de type HTML. De même, les logiciels fonctionnant
sur les ordinateurs personnels des utilisateurs
peuvent comporter des interfaces modernes et
conviviales permettant d’afficher des structures
compliquées, mais les données diffusées dans le
cadre d’une édition donnée du logiciel ne peuvent
être mises à jour facilement.
Le logiciel JANIS (JANIS est le sigle anglais de
Java-based nuclear data information services) a
été développé dans le but de tenter de combiner
les avantages de ces deux solutions. La première
version de ce logiciel est parue en octobre 2001 et
a été diffusée à plus de 700 utilisateurs. La nouvelle
version qui est parue au printemps 2003 met à
profit le retour d’expérience accumulé au cours
des 18 derniers mois. Un pas en avant a été franchi
en matière d’intégration en établissant des liens
avec des bases de données relationnelles locales
et distantes. L’adoption du langage de programmation Java s’est révélée un choix excellent puisque
ses performances se sont améliorées dans les nouvelles versions, tout en conservant une compatibilité multiplateforme.
Pour de plus amples informations sur JANIS ou
pour commander une copie gratuite du CD-ROM,
contacter A. Nouri ([email protected]) ou visiter
www.nea.fr/janis. ■
TDB III : Une nouvelle phase du Projet de base
de données thermodynamiques sur les espèces
chimiques
P
our pouvoir évaluer la sûreté d’un dépôt de
déchets radioactifs, il importe d’être capable de
prévoir les éventuelles migrations de ses composants dans l’environnement. La simulation numérique et/ou la modélisation des processus qui
influent sur le comportement des radionucléides en
milieu naturel et dans les systèmes ouvragés font
partie intégrante des méthodes d’évaluation radiologique. Une partie des informations essentielles
provient de calculs de spéciation effectués à l’aide
de données thermodynamiques générales sur les
espèces chimiques, qui ne sont pas spécifiques au
site. La valeur des résultats de la modélisation géochimique en tant qu’outil de prévision dépend largement de la qualité des données thermodynamiques utilisées pour calculer la spéciation chimique.
Au vu de ces besoins, qui sont communs à de
nombreux pays membres de l’OCDE, le projet de
la Base de données thermodynamiques sur les
aspects chimiques (TDB) a été lancé afin de :
● constituer une base de données thermodynamiques établie sous assurance qualité sur quelques
éléments chimiques sélectionnés, exhaustive,
cohérente et jouissant d’une reconnaissance
internationale ;
● répondre aux besoins de modélisation spécifique
aux évaluations de la sûreté des systèmes de stockage des déchets radioactifs, axés sur les besoins
techniques de l’évaluation des performances ;
● assurer la maintenance et la mise à jour d’une
base de données thermodynamiques sur les espèces chimiques ;
●
permettre aux pays membres de l’AEN de consulter les données ainsi obtenues par le biais de services directs en ligne ;
27
favoriser un échange d’informations sur les activités menées dans les pays membres qui ont un
rapport avec le projet TDB.
Depuis sa mise en place au milieu des années
80, le Projet TDB rencontre un grand succès
auprès des scientifiques travaillant dans le domaine
des sciences fondamentales et appliquées. Les
techniques d’examen critique mises en œuvre
dans le cadre de ce projet (exposées dans les
directives du Projet TDB) sont utiles aux auteurs
scientifiques et répondent aux impératifs d’assurance qualité des évaluations de performances
réalisées dans le domaine de la gestion des
déchets radioactifs. De ce fait, le projet a bénéficié
de la collaboration d’experts de la thermodynamique des espèces chimiques jouissant d’une
grande renommée internationale.
Durant la première phase du Projet TDB, des
bases de données issues de cinq examens essentiels
de composés et complexes inorganiques de l’uranium, du neptunium, du plutonium, de l’américium
et du technétium ont été publiées. La seconde
phase a essentiellement été consacrée à la mise à
jour des bases de données constituées durant la
première phase du projet ainsi qu’à de nouveaux
examens de composés et de complexes inorganiques du sélénium, du nickel et du zirconium et
à une nouvelle base de données sur les composés
et complexes organiques de l’uranium, du neptunium, du plutonium, de l’américium, du sélénium,
du nickel, du technétium et du zirconium avec des
ligands choisis (EDTA, citrate, oxalate et acide
isosaccharinique).
En 2002, une enquête sur l’intérêt de la poursuite
des activités TDB après la phase II a montré qu’une
large majorité des personnes interrogées étaient
favorables au prolongement des travaux pendant
une période supplémentaire de quatre ans. TDB III
sera consacré à de nouveaux examens de complexes et composés inorganiques du thorium, du
fer, de l’étain et du molybdène. Ces examens seront
effectués suivant la méthode déjà utilisée au cours
des phases précédentes. Les nouveaux besoins
engendrés par la progression des concepts de
dépôts souterrains et les lacunes mises à jour au
cours des évaluations de performances réalisées
depuis la formulation du dernier Programme de
travail et du budget en 1998 seront également pris
en compte.
Comme dans les précédentes phases, le Secrétariat de l’AEN assumera les fonctions de coordinateur du projet. Par ailleurs, les ressources consacrées au TDB III sont pour une large part externes
à l’AEN. Les agences et autorités de sûreté suivantes
participeront aux travaux :
●
28
Agences participant au Projet TDB
FZK
ONDRAF/NIRAS
ENRESA
DoE
POSIVA
ANDRA
JNC
RAWRA
BNFL
NIREX
SKB
SKI
HSK
NAGRA
PSI
Allemagne
Belgique
Espagne
États-Unis
Finlande
France
Japon
République tchèque
Royaume-Uni
Royaume-Uni
Suède
Suède
Suisse
Suisse
Suisse
Les produits du Projet TDB seront :
●
les ouvrages de la série TDB Chemical Thermodynamics (quatre tomes publiés plus cinq en
préparation) qui servent de référence pour documenter les sources et les procédures suivies pour
sélectionner les données recommandées et qui
satisfont donc à de hautes exigences de transparence et de traçabilité ;
●
les fichiers électroniques contenant les données
thermodynamiques sur les espèces chimiques
choisies au cours des examens, que l’on peut se
procurer auprès de la Banque de données de
l’AEN.
La base de données TDB jouit d’une grande
renommée parmi les spécialistes comme base de
données de référence. En tant que telle, elle sert de
base à de nombreuses autres bases de données
appliquées, élaborées pour des analyses spécifiques
à des sites. ■
Enquête sur les activités de communication des
autorités de réglementation nucléaire
E
n 2002, le Groupe de travail sur la communication des autorités de sûreté nucléaire avec le
public (WGPC) a effectué une enquête auprès des
membres du Comité sur les activités nucléaires
réglementaires afin d’obtenir des informations sur
les activités et les thèmes qui retiennent leur intérêt
dans la communication relative à la réglementation
nucléaire. Au total, 15 pays membres ont répondu
aux questions posées. Les résultats de cette enquête
ont contribué à déterminer les activités futures du
WGPC. On trouvera ci-dessous une synthèse des
principales réponses des pays membres.
But des activités de communication des
autorités de réglementation nucléaire
Il ressort des résultats de l’enquête que les autorités de réglementation nucléaire assignent un large
éventail d’objectifs à leurs activités de communication. L’enquête a révélé deux objectifs largement
partagés par les autorités de réglementation
nucléaire :
● informer le public au sujet de la sûreté nucléaire
et de la protection radiologique ;
● renforcer la confiance du public dans les
autorités de réglementation nucléaire.
Les autres grands objectifs sont les suivants :
mieux sensibiliser le public à l’existence des
autorités de réglementation nucléaire ;
● accroître la transparence ;
● communiquer avec une multiplicité d’acteurs, y
compris la société civile, des organisations internationales et les médias.
Certains pays se fixent plus précisément comme
objectifs de communication, d’associer le public
au processus réglementaire ; de l’informer au sujet
de la politique dans le domaine de l’énergie nucléaire ; de gagner sa confiance grâce à des indicateurs
de sûreté applicables aux centrales nucléaires ;
d’accroître les connaissances de la population
concernant les questions nucléaires ; et de tenir le
personnel informé des activités et des événements
intervenus dans le domaine réglementaire.
●
Principales questions en matière de
communication
La moitié des pays membres qui ont participé à
l’étude ont cité le stockage, l’évacuation et le transport des déchets nucléaires comme étant au centre
de leurs activités de communication au plan national. Ils ont également souscrit à un approfondissement des deux thèmes suivants dans les activités
du CANR :
● mesurer la confiance du public dans les organes
réglementaires ;
● mesurer la crédibilité des organes réglementaires.
Plusieurs pays membres ont exprimé de l’intérêt
pour l’étude des thèmes spécifiques suivants :
● quantité, nature et ampleur des informations à
mettre à la disposition du public ;
● réactions face à des informations inexactes,
incomplètes ou biaisées ;
● interactions avec les élus, les collectivités et les
organisations de la société civile aux échelons
local et régional ;
● stratégies de communication à long terme ;
● langage propre à la communication en matière
de sûreté ;
● gestion de crise et communication avec le public ;
● promotion d’une attitude responsable par les
médias.
Atelier sur la confiance du public
À la suite de l’enquête et de nouvelles discussions, le CANR organisera en mai 2004 un atelier
intitulé, « Restaurer, mesurer et renforcer la confiance du public dans les autorités de réglementation nucléaire ». L’atelier abordera les questions suivantes, dans la logique des résultats de l’enquête :
● Qu’est-ce que la confiance du public et pourquoi
est-ce important ? Quels sont les facteurs qui
influencent la confiance du public ? Que
cherchons-nous à obtenir ?
● Jusqu’à quel point un organe réglementaire doitil communiquer ?
● Comment les organes réglementaires mesurentils la confiance du public ?
● Quelles sont les techniques efficaces pour restaurer la confiance perdue dans les autorités de
réglementation ?
● Quelles sont les meilleures méthodes pour communiquer avec le grand public sur des questions
techniques ?
● Comment l’organe réglementaire associe-t-il
effectivement le public à ses activités ?
Pour de plus amples informations concernant
les activités du WGPC, voir www.nea.fr/html/nsd/
cnra/wgpc.html. ■
29
Nouvelles publications
Aspects économiques et techniques du cycle
du combustible nucléaire
Données sur l’énergie nucléaire – 2003
ISBN 92-64-10326-0 – Prix : U 21, US$ 24, £ 14, ¥ 2 700.
Les Données sur l’énergie nucléaire, publiées annuellement par l’Agence de l’OCDE pour l’énergie nucléaire,
présentent des statistiques de base sur le nucléaire dans l’OCDE, ainsi que des informations graphiques et
textuelles nouvelles par rapport aux éditions précédentes. Cet ouvrage offre un aperçu complet et facile
à consulter de la situation et des tendances dans le secteur électronucléaire, y compris le cycle du
combustible. Il constitue une source de données de référence qui intéressera les décideurs, les experts et
les chercheurs dans le domaine de l’énergie nucléaire.
Sûreté et réglementation nucléaires
Les autorités de sûreté face au démantèlement des réacteurs
nucléaires
ISBN 92-64-02121-3 – Gratuit : versions papier ou web.
Ce rapport a pour objet de décrire l’éventail des problèmes qui risquent de se poser pendant les opérations
de démantèlement, qu’il s’agisse de sûreté, d’environnement, d’organisation, de facteurs humains ou de
politique publique, et que l’autorité de sûreté doit se préparer à résoudre dans le cadre de son dispositif
réglementaire général. Il s’adresse en premier lieu aux autorités de sûreté, sachant que les informations et
idées qu’il contient peuvent également intéresser les autorités publiques et environnementales, les exploitants
nucléaires, les organismes techniques et le grand public.
Coopération autorités de sûreté-industrie pour la recherche
en sûreté nucléaire
Défis et potentialités
La coopération entre les autorités de sûreté et l’industrie dans le domaine de la recherche sur la sûreté
nucléaire peut avoir des avantages comme des inconvénients. Ce rapport fournit aux responsables de recherche
de l’industrie, des organismes de sûreté et des centres de recherche des informations sur les pratiques actuelles
dans les pays membres de l’OCDE en matière de partenariat de recherche sur la sûreté. Il décrit des moyens
permettant d’instaurer une collaboration efficace entre les autorités de sûreté et l’industrie et donne des
indications sur la manière de surmonter les difficultés que pourrait soulever ce type de collaboration. Il
formule aussi des avis sur les éventuels sujets de préoccupation. Le rapport se penche notamment sur le
problème de l’indépendance des autorités de sûreté, ainsi que sur les moyens de la préserver et de la démontrer
au public en cas de collaboration avec l’industrie.
30
Nouvelles publications, AEN Infos 2003 – N° 21.1
Radioprotection
A New Approach to Authorisation in
the Field of Radiological Protection
En anglais seulement
The Road Test Report
The NEA Committee on Radiation Protection and Public Health (CRPPH) has been very active in developing
its own suggestions as to how the system of radiological protection, as based on the Recommendations of the
International Commission on Radiological Protection (ICRP), should evolve to better meet the needs of policy
makers, regulators and practitioners. One of those suggestions is that a generic concept of “regulatory
authorisation” of certain levels and types of exposure to radiation should replace the current and somewhat
complicated concepts of exclusion, exemption and clearance. It has also been suggested that by characterising
emerging sources and exposures in a screening process leading into the authorisation process, regulatory
authorities could develop a better feeling for the type and scale of stakeholder involvement that would be
necessary to reach a widely accepted approach to radiological protection. In order to verify that these
suggestions would make the system of radiological protection more understandable, easy to apply, and
acceptable, independent consultants have “road tested” the CRPPH concepts of authorisation and
characterisation. Their findings, which show that applying these concepts would represent significant
improvement, are reproduced in this report. Specific approaches for the application of the new CRPPH ideas
are also illustrated.
Tchernobyl : Évaluation des incidences radiologiques et
sanitaires
Mise à jour 2002 de Tchernobyl : Dix ans déjà
Les milieux de la radioprotection à l’échelle internationale ont dressé un important bilan de la situation
aux alentours du réacteur endommagé de Tchernobyl à l’occasion du dixième anniversaire de l’accident.
Depuis lors, les études qui continuent à être consacrées au site de l’accident et aux territoires contaminés
ont mis en évidence de nouveaux aspects scientifiques, sociaux et sanitaires. Le présent rapport constitue
une mise à jour complète de la précédente publication de l’AEN intitulée Tchernobyl : Dix ans déjà. Il présente
au lecteur les informations les plus récentes sur les nouvelles connaissances significatives acquises dans
les domaines de la gestion des situations d’urgence, du comportement à long terme des matières radioactives
dans l’environnement et des incidences sur la santé.
Gestion des déchets radioactifs
Engineered Barrier Systems and the Safety
of Deep Geological Repositories
State-of-the-art Report
Repositories for the disposal of radioactive waste generally rely on a multi-barrier system to isolate the waste
from the biosphere. This multi-barrier system typically comprises the natural geological barrier provided by
the repository host rock and an engineered barrier system (EBS). The EBS project being conducted by the
NEA Integration Group for the Safety Case (IGSC) seeks to clarify the role that an EBS can play in the overall
safety case for a deep geological repository. It is in this context that the European Commission and the NEA
have prepared the present report, which describes the state of the art for engineered barrier systems and
provides a common basis of understanding from which to plan future programmes. It is based on answers to
a questionnaire received from 13 countries and 17 organisations.
31
The Handling of Timescales in Assessing Postclosure Safety of Deep Geological Repositories
Workshop Proceedings, Paris, France, 16-18 April 2002
ISBN 92-64-09911-5 – Prix : U 49, US$ 49, £ 31, ¥ 5 700.
A workshop entitled the “Handling of timescales in assessing post-closure safety” of deep geological repositories
for radioactive waste was organised in Paris on 16-18 April 2002 and hosted by the French Institute for
Radiological Protection and Nuclear Safety (IRSN). These proceedings include the presentations made at the
workshop as well as a summary of the discussions held. They will be of interest to radioactive waste repository
managers and engineers.
Protection radiologique de l’environnement
Rapport de synthèse des questions-clés
Ce rapport présente les questions-clés abordées lors d’un forum sur la protection radiologique de l’environnement
organisé par l’AEN, en étroite collaboration avec la Commission internationale de protection radiologique.
Elles portent sur le développement durable, l’identification de ce qu’il faut protéger, la définition de détriment,
le niveau nécessaire de réglementation, une approche intégrée de la protection, l’utilisation d’approches
similaires pour l’homme et l’environnement, les bases pratiques pour un système de protection environnementale
et les conséquences en termes de formation.
Radiological Protection of the Environment:
The Path Forward to a New Policy?
Workshop Proceedings, Taormina, Sicily, Italy, 12-14 February 2002
ISBN 92-64-09969-7 – Prix : U 52, US$ 52, £ 33, ¥ 6 050.
The international system of radiological protection is currently being revised with the aim of making it more
coherent and concise. During the revision process, particular attention is being given to the development of
an explicit system for the radiological protection of the environment in addition to that of human beings. In
order to support the ongoing discussions of the international community of radiological protection experts,
these proceedings try to answer the questions: Is there an international rationale behind the wish to protect
the environment from radiation? Do we have enough scientific information to develop and define a broadly
accepted policy? What are the socio-political dynamics, beyond science, that will influence policy on radiological
protection of the environment? What are the characteristics of the process for developing a system of
radiological protection of the environment? These proceedings comprise the views of a broad range of invited
speakers, including policy makers, regulators, radiological protection and environmental protection professionals,
social scientists and representatives of both industry as well as non-governmental and intergovernmental
organisations.
SAFIR 2: Belgian R&D Programme on the Deep En anglais seulement
Disposal of High-level and Long-lived Radioactive Waste
An International Peer Review
This report presents the common views of the International Review Team established by the NEA Secretariat
on behalf of the Belgian Government to perform a peer review of the SAFIR 2 report, produced by the Belgian
Agency for Radioactive Waste and Enriched Fissile Materials (ONDRAF/NIRAS) to describe the research,
development and demonstration activities in the Belgian programme on the disposal of high-level and longlived radioactive waste in a deep geological repository excavated within an argillaceous formation.
32
Législation nucléaire
Indemnisation des dommages en cas d’accident nucléaire
Compte rendu d’un atelier, Paris, France, 26-28 novembre 2001
ISBN 92-64-09919-0 – Bilingue – Prix : U 90, US$ 90, £ 58, ¥ 11 050.
L’Atelier sur l’indemnisation des dommages en cas d’accident nucléaire, organisé par l’Agence de l’OCDE pour
l’énergie nucléaire, en étroite collaboration avec les autorités françaises, s’est tenu à Paris du 26 au 28
novembre 2001. Ce compte rendu comporte une analyse comparative des dispositions législatives et
réglementaires applicables aux situations d’urgence nucléaire et à la responsabilité civile nucléaire qui s’appuie
sur des réponses nationales à un questionnaire, ainsi que les réponses complètes à ce dernier. Cette publication
reproduit également les textes des présentations faites par des intervenants allemands et japonais décrivant
la manière dont les autorités publiques dans leurs pays respectifs ont fait face à deux accidents nucléaires de
nature et d’ampleur très différentes.
Bulletin de droit nucléaire n° 70 + Supplément (Allemagne)
Volume 2002/2
Abonnement 2003 (2 numéros + suppléments) – ISSN 0304-3428 – Prix : U 80, US$ 80, £ 50, ¥ 9 400.
Supplément – ISBN 92-64-29974-8 – Prix : U 20, US$ 20, £ 12, ¥ 2 300.
Considéré comme l’ouvrage de référence en la matière, le Bulletin de droit nucléaire est une publication
internationale unique en son genre où juristes et universitaires peuvent trouver une information à jour sur
l’évolution de ce droit. Publié deux fois par an en anglais et en français, il rend compte du développement
des législations dans une soixantaine de pays du monde entier et tient le lecteur informé de la jurisprudence,
des décisions administratives, des accords bilatéraux et internationaux, et des activités réglementaires des
organisations internationales, dans le domaine de l’énergie nucléaire.
Sciences nucléaires et Banque de données
Burn-up Credit Criticality Benchmark
Phase IV-A: Reactivity Prediction Calculations for Infinite Arrays of PWR
MOX Fuel Pin Cells
ISBN 92-64-02123-X – Gratuit : versions papier ou web.
Phase IV-B: Results and Analysis of MOX Fuel Depletion Calculations
The OECD/NEA Expert Group on Burn-up Credit was established in 1991 to address scientific and technical
issues connected with the use of burn-up credit in nuclear fuel cycle operations. Following the completion
of six benchmark exercises with uranium oxide fuels irradiated in pressurised water reactors (PWRs) and
boiling water reactors (BWRs), the present reports concern mixed uranium and plutonium oxide (MOX)
fuels irradiated in PWRs.
33
Physics of Plutonium Recycling
Volume VII: BWR MOX Benchmark – Specification and Results
ISBN 92-64-19905-5 – Prix : U 45, US$ 45, £ 29, ¥ 5 500.
The commercial recycling of plutonium as PuO2/UO2 mixed-oxide (MOX) fuel is an established practice in
pressurised water reactors (PWRs) in several countries, the main motivation being the consumption of
plutonium arising from spent fuel reprocessing. Although the same motivating factors apply in the case of boiling
water reactors (BWRs), they have lagged behind PWRs for various reasons, and MOX utilisation in BWRs has
been implemented in only a few reactors to date. One of the reasons is that the nuclear design of BWR MOX
assemblies (or bundles) is more complex than that of PWR assemblies. Recognising the need and the timeliness
to address this issue at the international level, the OECD/NEA Working Party on the Physics of Plutonium
Fuels and Innovative Fuel Cycles (WPPR) conducted a physics code benchmark test for a BWR assembly. This
volume reports on the benchmark results and conclusions that can be drawn from it.
Pressurised Water Reactor Main Steam Line
Break (MSLB) Benchmark
Volume III: Results of Phase II on 3-D Core Boundary Conditions Modelling
This benchmark is based on a well-defined problem concerning a pressurised water reactor (PWR) main steam
line break, which may occur as a consequence of the rupture of one steam line upstream of the main steam
isolation valves. This report summarises the results contributed by international participants concerning
Phase II of the exercise: a coupled 3-D neutronics/core thermal-hydraulics response evaluation using inlet
and outlet core transient boundary conditions.
VVER-1000 Coolant Transient Benchmark
PHASE 1 (V1000CT-1) – Vol. I: Main Coolant Pump (MCP) Switching On – Final
Specifications
In the field of coupled neutronics/thermal-hydraulics computation there is a need to enhance scientific
knowledge in order to develop advanced modelling techniques for new nuclear technologies and concepts, as
well as current applications. Recently developed best-estimate computer code systems for modelling 3-D
coupled neutronics/thermal-hydraulics transients in nuclear reactor cores and for the coupling of core
phenomena and system dynamics need to be compared against each other and validated against results from
experiments. International benchmark studies have been set up for this purpose. The present volume describes
the specification of such a benchmark. The transient addressed is caused by the switching on of a main
coolant pump when the other three are in operation. It is based on an experiment that was conducted by
Bulgarian and Russian engineers during the plant commissioning phase at the VVER-1000 Kozloduy Unit 6.
Utilisation and Reliability of High Power
Proton Accelerators
Workshop Proceedings, Santa Fe, New Mexico, USA, 12-16 May 2002
ISBN 92-64-10211-6 – Prix : U 90, US$ 90, £ 60, ¥ 11 500.
Both accelerator scientists and reactor physicists gathered together at an NEA workshop to discuss, inter
alia, the reliability of the accelerator and the impact of beam interruptions on the design and performance
of the ADS; spallation target design characteristics and their impact on the subcritical system design; safety
and operational characteristics of a subcritical system driven by a spallation source; and test facilities. These
proceedings contain all the technical papers presented at the workshop as well as summaries of the discussions
held during each technical session.
34
Où acheter les publications de l’AEN
Pour les clients en Amérique du Nord
OECD Turpin North America
P.O. Box 194
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Ligne verte : +1 (800) 456-6323
Mél : [email protected]
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OECD Turpin Distribution Services Limited
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Mél : [email protected]
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Rapports en ligne : www.nea.fr
AEN Infos
Les Éditions de l’OCDE, 2 rue André-Pascal, 75775 PARIS CEDEX 16
IMPRIMÉ EN FRANCE (68 2003 02 2 P) – ISSN 1605-959X
AEN Infos 2003 – N° 21.1
35
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plant site with tabular information about
each reactor’s net MWe, design type, date
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